Canada Gazette du Part II

Canada Gazette du Part II
Vol. 134, no 13
Vol. 134, No. 13
Canada
Gazette
Gazette
du Canada
Part II
OTTAWA, WEDNESDAY, JUNE 21, 2000
Partie II
OTTAWA, LE MERCREDI 21 JUIN 2000
Statutory Instruments 2000
SOR/2000-200 to 239 and SI/2000-43 to 50
Textes réglementaires 2000
DORS/2000-200 à 239 et TR/2000-43 à 50
Pages 1122 to 1555
Pages 1122 à 1555
NOTICE TO READERS
AVIS AU LECTEUR
The Canada Gazette Part II is published under authority of the Statutory
Instruments Act on January 5, 2000 and at least every second Wednesday
thereafter.
La Gazette du Canada Partie II est publiée en vertu de la Loi sur les textes
réglementaires le 5 janvier 2000 et au moins tous les deux mercredis par la
suite.
Part II of the Canada Gazette contains all ‘‘regulations’’ as defined in the
Statutory Instruments Act and certain other classes of statutory instruments
and documents required to be published therein. However, certain regulations
and classes of regulations are exempted from publication by section 15 of the
Statutory Instruments Regulations made pursuant to section 20 of the
Statutory Instruments Act.
La Partie II de la Gazette du Canada est le recueil des « règlements »
définis comme tels dans la loi précitée et de certaines autres catégories de
textes réglementaires et de documents qu’il est prescrit d’y publier.
Cependant, certains règlements et catégories de règlements sont soustraits à la
publication par l’article 15 du Règlement sur les textes réglementaires, établi
en vertu de l’article 20 de la Loi sur les textes réglementaires.
Each regulation or statutory instrument published in this number may
be obtained as a separate reprint from Canadian Government Publishing,
Public Works and Government Services Canada. Rates will be quoted on
request.
Il est possible d’obtenir un tiré à part de tout règlement ou de tout texte
réglementaire publié dans le présent numéro en s’adressant aux Éditions du
gouvernement du Canada, Travaux publics et Services gouvernementaux
Canada. Le tarif sera indiqué sur demande.
The Canada Gazette Part II is available in most libraries for consultation.
On peut consulter la Gazette du Canada Partie II dans la plupart des
bibliothèques.
For residents of Canada, the cost of an annual subscription to the Canada
Gazette Part II is $67.50, and single issues, $3.50. For residents of other
countries, the cost of a subscription is US$67.50 and single issues, US$3.50.
Orders should be addressed to: Canadian Government Publishing, Public
Works and Government Services Canada, Ottawa, Canada K1A 0S9.
Pour les résidents du Canada, le prix de l’abonnement annuel à la Gazette
du Canada Partie II est de 67,50 $ et le prix d’un exemplaire, de 3,50 $. Pour
les résidents d’autres pays, le prix de l’abonnement est de 67,50 $US et
le prix d’un exemplaire, de 3,50 $US. Veuillez adresser les commandes à :
Les Éditions du gouvernement du Canada, Travaux publics et Services
gouvernementaux Canada, Ottawa, Canada K1A 0S9.
Copies of Statutory Instruments that have been registered with the Clerk of
the Privy Council are available, in both official languages, for inspection and
sale at Room 418, Blackburn Building, 85 Sparks Street, Ottawa, Canada.
Des exemplaires des textes réglementaires enregistrés par le greffier du
Conseil privé sont à la disposition du public, dans les deux langues
officielles, pour examen et vente à la pièce 418, édifice Blackburn, 85, rue
Sparks, Ottawa, Canada.
© Her Majesty the Queen in Right of Canada, represented by the
Minister of Public Works and Government Services, 2000
Published by the Queen’s Printer for Canada, 2000
© Sa Majesté la Reine du Chef du Canada, représentée par le
ministre des Travaux publics et des Services gouvernementaux, 2000
Publié par l’Imprimeur de la Reine pour le Canada, 2000
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-200
Registration
SOR/2000-200 30 May, 2000
Enregistrement
DORS/2000-200 30 mai 2000
CRIMINAL CODE
CODE CRIMINEL
Order amending the Approved Breath Analysis
Instruments Order
Arrêté modifiant l’Arrêté sur les alcootests
approuvés
The Attorney General of Canada, pursuant to the definition
“approved instrument”a in subsection 254(1) of the Criminal
Code, hereby makes the annexed Order amending the Approved
Breath Analysis Instruments Order.
Ottawa, May 26, 2000
Anne McLellan
Attorney General of Canada
En vertu de la définition de « alcootest approuvé »a au paragraphe 254(1) du Code criminel, la procureure générale du Canada
prend l’Arrêté modifiant l’Arrêté sur les alcootests approuvés, ciaprès.
Ottawa, le 26 mai 2000
La procureure générale du Canada,
Anne McLellan
ORDER AMENDING THE APPROVED
BREATH ANALYSIS INSTRUMENTS ORDER
1. Section 2 of the Approved Breath Analysis Instruments
Order is amended by striking out the word “and” at the end of
paragraph (k) and by adding the following after paragraph (l):
(m) Breathalyzer 7410-CDN with Printer
ARRÊTÉ MODIFIANT L’ARRÊTÉ SUR
LES ALCOOTESTS APPROUVÉS
1. L’article 2 de l’Arrêté sur les alcootests approuvés est modifié par adjonction, après l’alinéa l) de ce qui suit :
m) Breathalyzer 7410-CDN avec imprimante
REGULATORY IMPACT
ANALYSIS STATEMENT
RÉSUMÉ DE L’ÉTUDE D’IMPACT
DE LA RÉGLEMENTATION
(This statement is not part of the Order.)
(Ce résumé ne fait pas partie de l’arrêté.)
Description
Description
Before the police may use a breath instrument that is designed
to ascertain the concentration of alcohol in the blood of a person,
the instrument must be approved by the Attorney General of
Canada. This amendment approves the instrument known as the
“Breathalyzer® 7410-CDN with Printer” as being an “approved
instrument” for the purposes of the Criminal Code. The Order
comes into effect on the date that it is registered by the Registrar
of Statutory Instruments.
Tout alcootest utilisé par les policiers pour recueillir un échantillon d’haleine en vue de déterminer la concentration d’alcool
dans le sang d’une personne doit avoir été au préalable approuvé
par le procureur général du Canada. En vertu de cette modification, l’alcootest appelé Breathalyzer® 7410-CDN avec imprimante est désormais un « alcootest approuvé » aux fins du Code
criminel. L’arrêté entre en vigueur à la date de son enregistrement
par le registraire des textes réglementaires.
Alternatives
Solutions envisagées
No other regulatory alternatives were considered since the instrument meets the appropriate scientific standards, and without
ministerial approval the instrument could not be used by police
forces in Canada for the purposes of the Criminal Code.
Aucune autre mesure n’a été envisagée puisque cet alcootest
répond aux normes scientifiques prévues et que, sans l’approbation du procureur général, il ne pourrait être utilisé par les forces
policières canadiennes pour l’application du Code criminel.
Benefits and Costs
Avantages et coûts
Approval of the “Breathalyzer® 7410-CDN with Printer” as an
approved instrument permits its use by police forces in order to
ascertain the concentration of alcohol in the blood of a person
believed to be an impaired driver. Approval of the instrument
increases the number of “approved instruments” thereby providing police departments with increased opportunities for the purchase of new equipment to be used in the enforcement of the law.
L’approbation du Breathalyzer® 7410-CDN avec imprimante,
à titre d’alcootest approuvé permet aux forces policières de
l’utiliser pour vérifier la concentration d’alcool dans le sang des
personnes qu’elles croient avoir conduit avec facultés affaiblies.
L’approbation de cet alcootest augmente le nombre « d’alcootests
approuvés » et offre aux services de police un choix plus grand au
moment de l’achat de nouvel équipement utilisé aux fins de
l’application de la loi.
———
a
R.S., c. 27 (1st Supp.), s. 36
1122
———
a
L.R. ch. 27 (1er suppl.), art. 36
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-200
Consultation
Consultations
The instrument was examined by the Alcohol Test Committee
of the Canadian Society of Forensic Science and approval of the
“Breathalyzer® 7410-CDN with Printer” was recommended by
this body. The Committee is composed of forensic specialists in
the breath testing field and has national representation. Notice of
the intention to give approval was published in the Canada
Gazette, Part I on January 15, 2000. No comments were received
within the thirty-day notice period.
L’alcootest a été examiné par le comité de l’alcootest de la Société canadienne de science judiciaire qui a recommandé son approbation. Ce comité, au sein duquel toutes les régions du pays
sont représentées, se compose d’experts légistes dans le domaine
de l’analyse des échantillons d’haleine. L’avis de l’intention
d’approuver a été publié dans la Gazette du Canada Partie I le
15 janvier 2000. Aucun commentaire n’a été reçu dans le délai de
trente jours accordé à cet égard.
Compliance and Enforcement
Respect et exécution
There are no compliance mechanisms required. Use of the instruments by police authorities is voluntary.
Aucun mécanisme de conformité n’est nécessaire. Les autorités
policières sont libres d’utiliser ces appareils.
Contact
Hal Pruden
Counsel
Criminal Law Policy Section
Department of Justice
East Memorial Building
Room 5029
284 Wellington Street
Ottawa, Ontario
K1A 0H8
Tel.: (613) 941-4138
Personne-ressource
Hal Pruden
Conseiller juridique
Section de la politique en matière de droit pénal
Ministère de la Justice
Édifice commémoratif de l’est
Pièce 5029
284, rue Wellington
Ottawa (Ontario)
K1A 0H8
Tél. : (613) 941-4138
Published by the Queen’s Printer for Canada, 2000
Publié par l’Imprimeur de la Reine pour le Canada, 2000
1123
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
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Registration
SOR/2000-201 31 May, 2000
Enregistrement
DORS/2000-201 31 mai 2000
FARM PRODUCTS AGENCIES ACT
LOI SUR LES OFFICES DES PRODUITS AGRICOLES
Regulations Amending the Canadian Turkey
Marketing Quota Regulations, 1990
Règlement modifiant le Règlement canadien sur le
contingentement de la commercialisation du
dindon (1990)
Whereas the Governor in Council has, by the Canadian Turkey
Marketing Agency Proclamationa, established the Canadian Turkey Marketing Agency pursuant to subsection 16(1) b of the Farm
Products Agencies Actc;
Attendu que, en vertu du paragraphe 16(1)a de la Loi sur les offices des produits agricolesb, le gouverneur en conseil a, par la
Proclamation visant l’Office canadien de commercialisation des
dindonsc, créé l’Office canadien de commercialisation des dindons;
Attendu que l’Office est habilité à mettre en oeuvre un plan de
commercialisation, conformément à cette proclamation;
Whereas the Canadian Turkey Marketing Agency has been
empowered to implement a marketing plan pursuant to that Proclamation;
Whereas the proposed annexed Regulations Amending the Canadian Turkey Marketing Quota Regulations, 1990, are regulations of a class to which paragraph 7(1)(d)d of that Act applies by
reason of section 2 of the Agencies’ Orders and Regulations Approval Ordere, and have been submitted to the National Farm
Products Council pursuant to paragraph 22(1)(f) of that Act;
Whereas, pursuant to paragraph 7(1)(d)d of that Act, the National Farm Products Council is satisfied that the proposed Regulations are necessary for the implementation of the marketing plan
that the Canadian Turkey Marketing Agency is authorized to implement, and has approved the proposed Regulations;
And whereas the Canadian Turkey Marketing Agency has
taken into account the factors set out in paragraphs 4(1)(c) to (h)
of Part II of the schedule to that Proclamation and is satisfied,
pursuant to subsection 4(2) of that Part, that the size of the market
for turkeys has changed significantly in relation to the total production in Canada over the period of five years immediately preceding the effective date of the marketing plan;
Therefore, the Canadian Turkey Marketing Agency, pursuant
to paragraph 22(1)(f) of the Farm Products Agencies Actc and
section 2 of Part II of the schedule to the Canadian Turkey Marketing Agency Proclamationa, hereby makes the annexed Regulations Amending the Canadian Turkey Marketing Quota Regulations, 1990.
Mississauga, Ontario, May 25, 2000
———
a
b
c
d
e
C.R.C., c. 647
S.C. 1993, c. 3, par. 13(b)
S.C. 1993, c. 3, s. 2
S.C. 1993, c. 3, s. 7(2)
C.R.C., c. 648
1124
Attendu que le projet de règlement intitulé Règlement modifiant le Règlement canadien sur le contingentement de la commercialisation du dindon (1990), ci-après, relève d’une catégorie
à laquelle s’applique l’alinéa 7(1)d)d de cette loi, conformément à
l’article 2 de l’Ordonnance sur l’approbation des ordonnances et
règlements des officese, et a été soumis au Conseil national des
produits agricoles, conformément à l’alinéa 22(1)f) de cette loi;
Attendu que, en vertu de l’alinéa 7(1)d)d de cette loi, le Conseil
national des produits agricoles, étant convaincu que le projet de
règlement est nécessaire à l’exécution du plan de commercialisation que l’Office est habilité à mettre en oeuvre, a approuvé ce
projet;
Attendu que l’Office a pris en considération les facteurs énumérés aux alinéas 4(1)c) à h) de la partie II de l’annexe de cette
proclamation et que, selon le paragraphe 4(2) de cette partie, il a
la certitude que l’importance du marché des dindons a sensiblement changé par rapport à la production totale du Canada au
cours de la période de cinq ans précédant la date de mise en application du plan de commercialisation,
À ces causes, en vertu de l’alinéa 22(1)f) de la Loi sur les offices des produits agricolesb et de l’article 2 de la partie II de
l’annexe de la Proclamation visant l’Office canadien de commercialisation des dindonsc, l’Office canadien de commercialisation
des dindons prend le Règlement modifiant le Règlement canadien
sur le contingentement de la commercialisation du dindon (1990),
ci-après.
Mississauga (Ontario), le 25 mai 2000
———
a
b
c
d
e
L.C. 1993, ch. 3, al. 13b)
L.C. 1993, ch. 3, art. 2
C.R.C., ch. 647
L.C. 1993, ch. 3, par. 7(2)
C.R.C., ch. 648
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-201
REGULATIONS AMENDING THE CANADIAN TURKEY
MARKETING QUOTA REGULATIONS, 1990
RÈGLEMENT MODIFIANT LE RÈGLEMENT
CANADIEN SUR LE CONTINGENTEMENT DE LA
COMMERCIALISATION DU DINDON (1990)
AMENDMENT
1
MODIFICATION
1
1. The schedule to the Canadian Turkey Marketing Quota
Regulations, 19902 is replaced by the following:
1. L’annexe du Règlement canadien sur le contingentement
de la commercialisation du dindon (1990)2 est remplacée par ce
qui suit :
SCHEDULE
(Subsections 5(2) and (3))
ANNEXE
(paragraphes 5(2) et (3))
CONTROL PERIOD BEGINNING ON MAY 1, 1999 AND
ENDING ON APRIL 30, 2000
PÉRIODE RÉGLEMENTÉE COMMENÇANT LE 1er MAI 1999
ET SE TERMINANT LE 30 AVRIL 2000
Column 1
Column 2
Item
Province
Pounds of Turkey
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
Ontario
Quebec
Nova Scotia
New Brunswick
Manitoba
British Columbia
Saskatchewan
Alberta
TOTAL
Colonne 1
Colonne 2
Livres de dindon
Article
Province
136,821,124
68,266,832
8,333,590
5,947,347
22,353,357
35,869,583
11,331,280
26,983,410
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
Ontario
Québec
Nouvelle-Écosse
Nouveau-Brunswick
Manitoba
Colombie-Britannique
Saskatchewan
Alberta
315,906,523
TOTAL
136 821 124
68 266 832
8 333 590
5 947 347
22 353 357
35 869 583
11 331 280
26 983 410
315 906 523
COMING INTO FORCE
ENTRÉE EN VIGUEUR
2. These Regulations come into force on the day on which
they are registered.
2. Le présent règlement entre en vigueur à la date de son
enregistrement.
EXPLANATORY NOTE
NOTE EXPLICATIVE
(This note is not part of the Regulations.)
(La présente note ne fait pas partie du règlement.)
This amendment revises the limitations to be applied when determining the market allotment of a producer or when issuing a
new market allotment within a province during the control period
beginning on May 1, 1999 and ending on April 30, 2000.
La modification vise à fixer les nouvelles limites dont il faut
tenir compte lors de la détermination des allocations de commercialisation des producteurs ou de l’attribution de nouvelles allocations de commercialisation à l’intérieur d’une province au cours
de la période réglementée commençant le 1er mai 1999 et se terminant le 30 avril 2000.
———
———
1
1
2
SOR/2000-34
SOR/90-231
Published by the Queen’s Printer for Canada, 2000
2
DORS/2000-34
DORS/90-231
Publié par l’Imprimeur de la Reine pour le Canada, 2000
1125
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
Registration
SOR/2000-202 31 May, 2000
Enregistrement
DORS/2000-202 31 mai 2000
NUCLEAR SAFETY AND CONTROL ACT
LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION
NUCLÉAIRES
General Nuclear Safety and Control Regulations
Règlement général sur la sûreté et la
réglementation nucléaires
P.C. 2000-782 31 May, 2000
C.P. 2000-782 31 mai 2000
Her Excellency the Governor General in Council, on the recommendation of the Minister of Natural Resources, pursuant to
section 44 of the Nuclear Safety and Control Acta, hereby
approves the annexed General Nuclear Safety and Control
Regulations made by the Canadian Nuclear Safety Commission
on May 31, 2000.
Sur recommandation du ministre des Ressources naturelles et
en vertu de l’article 44 de la Loi sur la sûreté et la réglementation
nucléairesa, Son Excellence la Gouverneure générale en conseil
agrée le Règlement général sur la sûreté et la réglementation
nucléaires, ci-après, pris le 31 mai 2000 par la Commission canadienne de sûreté nucléaire.
———
———
a
S.C. 1997, c. 9
1126
a
L.C. 1997, ch. 9
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
CANADIAN NUCLEAR SAFETY COMMISSION
COMMISSION CANADIENNE DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE
RÈGLEMENT GÉNÉRAL SUR
GENERAL NUCLEAR SAFETY AND
CONTROL REGULATIONS
LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION
NUCLÉAIRES
Table of Contents
Table des matières
INTERPRETATION AND APPLICATION
1. Interpretation
2. Application
LICENCES
3.
4.
5.
6.
General Application Requirements
Application for Licence to Abandon
Application for Renewal of Licence
Application for Amendment, Revocation or
Replacement of Licence
7. Incorporation of Material in Application
8. Renewal, Suspension, Amendment, Revocation
or Replacement of Licence on Commission’s
Own Motion
EXEMPTIONS
9.
10.
11.
Exemptions from Licence Requirement for
Inspectors, Designated Officers and Peace Officers
Exemption of Naturally Occurring Nuclear
Substances
Exemption by the Commission
OBLIGATIONS
12.
13.
14.
15.
Obligations of Licensees
Transfers
Notice of Licence
Representatives of Applicants and
Licensees
16. Publication of Health and Safety
Information
17. Obligations of Workers
18. Presentation of Licence to Customs Officer
PRESCRIBED NUCLEAR FACILITIES
19.
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
1.
2.
Définitions
Champ d’application
PERMIS
3.
4.
5.
6.
Dispositions générales
Demande de permis d’abandon
Demande de renouvellement de permis
Demande de modification, de révocation ou de
remplacement de permis
7. Incorporation de renseignements dans la demande
8. Renouvellement, suspension, modification,
révocation ou remplacement de permis par la
Commission
EXEMPTIONS
9. Exemptions de permis pour l’inspecteur, le
fonctionnaire désigné et l’agent de la paix
10. Exemption des substances nucléaires
naturelles
11. Exemption par la Commission
OBLIGATIONS
12.
13.
14.
15.
Obligations du titulaire de permis
Transferts
Avis de permis
Mandataires du demandeur et du titulaire
de permis
16. Publication des renseignements sur la santé
et la sécurité
17. Obligations du travailleur
18. Présentation du permis à l’agent des douanes
INSTALLATIONS NUCLÉAIRES RÉGLEMENTÉES
19.
PRESCRIBED EQUIPMENT
ÉQUIPEMENT RÉGLEMENTÉ
20.
PRESCRIBED INFORMATION
20.
RENSEIGNEMENTS RÉGLEMENTÉS
21. Prescription
22. Exemptions from Licence Requirement
23. Transfer and Disclosure
21. Désignation
22. Exemption de permis
23. Transfert et communication
1127
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
CONTAMINATION
24. Prescribed Limits
25. Prescribed Public Offices
26. Prescribed Measures
RECORDS AND REPORTS
27.
28.
29.
30.
31.
32.
Record of Licence Information
Retention and Disposal of Records
General Reports
Safeguards Reports
Report of Deficiency in Record
Filing of Reports
INSPECTORS AND DESIGNATED OFFICERS
33. Certificate of Inspector
34. Certificate of Designated Officer
35. Notification and Surrender of Certificate
REPEAL
36. Atomic Energy Control Regulations
37. Transport Packaging of Radioactive Material
Regulations
38. Uranium and Thorium Mining Regulations
39. Physical Security Regulations
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
CONTAMINATION
24. Seuil réglementaire
25. Bureaux ouverts au public et désignés
26. Mesures réglementaires
DOCUMENTS ET RAPPORTS
27.
28.
29.
30.
31.
32.
Document sur les renseignements liés au permis
Conservation et aliénation des documents
Rapports généraux
Rapport relatif aux garanties
Défauts d’exactitude ou d’intégralité des documents
Dépôt des rapports
INSPECTEURS ET FONCTIONNAIRES DÉSIGNÉS
33. Certificat de l’inspecteur
34. Certificat du fonctionnaire désigné
35. Avis et remise du certificat
ABROGATIONS
36. Règlement sur le contrôle de l’énergie atomique
37. Règlement sur l’emballage des matières radioactives
destinées au transport
38. Règlement sur les mines d’uranium et de thorium
39. Règlement sur la sécurité matérielle
COMING INTO FORCE
40.
ENTRÉE EN VIGUEUR
40.
SCHEDULE — CERTIFICATE OF INSPECTOR
ANNEXE — CERTIFICAT DE L’INSPECTEUR
1128
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
GENERAL NUCLEAR SAFETY AND
CONTROL REGULATIONS
RÈGLEMENT GÉNÉRAL SUR LA SÛRETÉ ET LA
RÉGLEMENTATION NUCLÉAIRES
INTERPRETATION AND APPLICATION
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
Interpretation
1. The definitions in this section apply in these Regulations.
“Act” means the Nuclear Safety and Control Act. (Loi)
“brachytherapy machine” means a device that is designed to
place, by remote control, a sealed source inside or in contact
with a person for therapeutic purposes. (appareil de curiethérapie)
“effective dose” has the meaning assigned to that term by subsection 1(1) of the Radiation Protection Regulations. (dose efficace)
“equivalent dose” has the meaning assigned to that term by subsection 1(1) of the Radiation Protection Regulations. (dose
équivalente)
“hazardous substance” or “hazardous waste” means a substance
or waste, other than a nuclear substance, that is used or produced in the course of carrying on a licensed activity and that
may pose a risk to the environment or the health and safety of
persons. (substance dangereuse ou déchet dangereux)
“IAEA” means the International Atomic Energy Agency. (AIEA)
“IAEA Agreement” means the Agreement between the Government of Canada and the International Atomic Energy Agency
for the Application of Safeguards in Connection with the Treaty
on the Non-proliferation of Nuclear Weapons, effective on
February 21, 1972; INFCIRC/164; UNTS vol. 814,
R. No. 11596. (Accord avec l’AIEA)
“irradiator” means a device that is designed to contain a nuclear
substance and to deliver controlled doses of radiation to any
target material except persons. (irradiateur)
“licensed activity” means an activity described in any of paragraphs 26(a) to (f) of the Act that a licence authorizes the licensee to carry on. (activité autorisée)
“licensee” means a person who is licensed to carry on an activity
described in any of paragraphs 26(a) to (f) of the Act. (titulaire
de permis)
“prescribed equipment” means the equipment prescribed by section 20. (équipement réglementé)
“prescribed information” means the information prescribed by
section 21. (renseignements réglementés)
“radioactive source teletherapy machine” means a teletherapy
machine that is designed to deliver doses of radiation produced
by a nuclear substance. (appareil de téléthérapie à source radioactive)
“safeguards” means a verification system that is established in
accordance with a safeguards agreement. (garanties)
“safeguards agreement” means
(a) the IAEA Agreement and any arrangement between
Canada and the IAEA made under that agreement; and
(b) any agreement to which Canada is a party for the establishment in Canada of a verification system in respect of
nuclear substances, prescribed equipment or prescribed information, and any arrangements made under such an
agreement. (accord relatif aux garanties)
“safeguards equipment” means equipment that is used in accordance with a safeguards agreement. (équipement de garanties)
Définitions
1. Les définitions qui suivent s’appliquent au présent règlement.
« Accord avec l’AIEA » L’Accord entre le Gouvernement du
Canada et l’Agence internationale de l’énergie atomique relatif à l’application de garanties dans le cadre du Traité sur la
non-prolifération des armes nucléaires, entré en vigueur le
21 février 1972; INFCIRC/164; UNTS vol. 814, R. no 11596.
(IAEA Agreement)
« accord relatif aux garanties »
a) L’Accord avec l’AIEA, ainsi que tout arrangement conclu
entre le Canada et l’AIEA dans le cadre de cet accord;
b) toute entente à laquelle le Canada est partie et qui concerne la mise en oeuvre au Canada d’un système de vérification visant des substances nucléaires, de l’équipement réglementé ou des renseignements réglementés, de même que
tout arrangement conclu dans le cadre d’une telle entente.
(safeguards agreement)
« activité autorisée » Activité visée à l’un des alinéas 26a) à f) de
la Loi que le titulaire de permis est autorisé à exercer. (licensed
activity)
« AIEA » L’Agence internationale de l’énergie atomique. (IAEA)
« appareil de curiethérapie » Appareil conçu pour placer par télécommande une source scellée dans ou sur le corps humain à
des fins thérapeutiques. (brachytherapy machine)
« appareil de téléthérapie » Appareil conçu pour administrer, à
des fins thérapeutiques, des doses contrôlées de rayonnement
dans un faisceau aux dimensions délimitées. (teletherapy machine)
« appareil de téléthérapie à source radioactive » Appareil de téléthérapie conçu pour administrer des doses de rayonnement
produites par une substance nucléaire. (radioactive source
teletherapy machine)
« dose efficace » S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection. (effective dose)
« dose équivalente » S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection. (equivalent dose)
« équipement de garanties » Équipement utilisé conformément à
un accord relatif aux garanties. (safeguards equipment)
« équipement réglementé » Équipement visé à l’article 20. (prescribed equipment)
« garanties » Système de vérification établi en vertu de l’accord
relatif aux garanties. (safeguards)
« irradiateur » Appareil conçu pour contenir une substance nucléaire et administrer des doses contrôlées de rayonnement à
des cibles non humaines. (irradiator)
« Loi » La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (Act)
« renseignements réglementés » Renseignements visés à l’article 21. (prescribed information)
« substance dangereuse » ou « déchet dangereux » Substance ou
déchet, autre qu’une substance nucléaire, qui est utilisé ou produit au cours d’une activité autorisée et qui peut présenter un
danger pour l’environnement ou pour la santé et la sécurité des
personnes. (hazardous substance or hazardous waste)
« titulaire de permis » Personne autorisée par permis à exercer
toute activité visée à l’un des alinéas 26a) à f) de la Loi. (licensee)
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
“teletherapy machine” means a device that is designed to deliver
controlled doses of radiation in a collimated beam for therapeutic purposes. (appareil de téléthérapie)
“transit” means the process of being transported through Canada
after being imported into and before being exported from
Canada, in a situation where the place of initial loading and the
final destination are outside Canada. (transit)
“worker” means a person who performs work that is referred to in
a licence. (travailleur)
« transit » Transport via le Canada après l’importation et avant
l’exportation, lorsque le point de chargement initial et la destination finale sont à l’étranger. (transit)
« travailleur » Personne qui effectue un travail mentionné dans un
permis. (worker)
Application
Champ d’application
2. These Regulations apply generally for the purposes of the
Act.
2. Le présent règlement s’applique de façon générale aux fins
de la Loi.
LICENCES
PERMIS
General Application Requirements
Dispositions générales
3. (1) An application for a licence shall contain the following
information:
(a) the applicant’s name and business address;
(b) the activity to be licensed and its purpose;
(c) the name, maximum quantity and form of any nuclear substance to be encompassed by the licence;
(d) a description of any nuclear facility, prescribed equipment
or prescribed information to be encompassed by the licence;
(e) the proposed measures to ensure compliance with the Radiation Protection Regulations and the Nuclear Security
Regulations;
(f) any proposed action level for the purpose of section 6 of the
Radiation Protection Regulations;
(g) the proposed measures to control access to the site of the
activity to be licensed and the nuclear substance, prescribed
equipment or prescribed information;
(h) the proposed measures to prevent loss or illegal use, possession or removal of the nuclear substance, prescribed equipment
or prescribed information;
(i) a description and the results of any test, analysis or calculation performed to substantiate the information included in the
application;
(j) the name, quantity, form, origin and volume of any radioactive waste or hazardous waste that may result from the activity
to be licensed, including waste that may be stored, managed,
processed or disposed of at the site of the activity to be licensed, and the proposed method for managing and disposing
of that waste;
(k) the applicant’s organizational management structure insofar
as it may bear on the applicant’s compliance with the Act and
the regulations made under the Act, including the internal allocation of functions, responsibilities and authority;
(l) a description of any proposed financial guarantee relating to
the activity to be licensed;
(m) any other information required by the Act or the regulations made under the Act for the activity to be licensed and the
nuclear substance, nuclear facility, prescribed equipment or
prescribed information to be encompassed by the licence; and
(n) at the request of the Commission, any other information
that is necessary to enable the Commission to determine
whether the applicant
3. (1) La demande de permis comprend les renseignements suivants :
a) le nom et l’adresse d’affaires du demandeur;
b) la nature et l’objet de l’activité visée par la demande;
c) le nom, la quantité maximale et la forme des substances nucléaires visées par la demande;
d) une description de l’installation nucléaire, de l’équipement
réglementé ou des renseignements réglementés visés par la
demande;
e) les mesures proposées pour assurer l’observation du Règlement sur la radioprotection et du Règlement sur la sécurité nucléaire;
f) tout seuil d’intervention proposé pour l’application de
l’article 6 du Règlement sur la radioprotection;
g) les mesures proposées pour contrôler l’accès aux lieux où se
déroulera l’activité visée par la demande et se trouvent les
substances nucléaires, l’équipement réglementé ou les renseignements réglementés;
h) les mesures proposées pour éviter l’utilisation, la possession
ou l’enlèvement illégaux ou la perte des substances nucléaires,
de l’équipement réglementé ou des renseignements réglementés;
i) une description et les résultats des épreuves, analyses ou calculs effectués pour corroborer les renseignements compris dans
la demande;
j) le nom, la quantité, la forme, l’origine et le volume des déchets radioactifs ou des déchets dangereux que l’activité visée
par la demande peut produire, y compris les déchets qui peuvent être stockés provisoirement ou en permanence, gérés,
traités, évacués ou éliminés sur les lieux de l’activité, et la méthode proposée pour les gérer et les stocker en permanence, les
évacuer ou les éliminer;
k) la structure de gestion du demandeur dans la mesure où elle
peut influer sur l’observation de la Loi et de ses règlements, y
compris la répartition interne des fonctions, des responsabilités
et des pouvoirs;
l) une description de la garantie financière proposée pour
l’activité visée par la demande;
m) tout autre renseignement exigé par la Loi ou ses règlements
relativement à l’activité, aux substances nucléaires, aux installations nucléaires, à l’équipement réglementé ou aux renseignements réglementés visés par la demande;
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(2) Subsection (1) does not apply in respect of an application
for a licence to import or export for which the information requirements are prescribed by the Nuclear Non-Proliferation Import and Export Control Regulations, or in respect of an application for a licence to transport while in transit for which the information requirements are prescribed by the Packaging and Transport of Nuclear Substances Regulations.
n) sur demande de la Commission, tout autre renseignement
dont celle-ci a besoin pour déterminer si le demandeur :
(i) est compétent pour exercer l’activité visée par la demande,
(ii) prendra, dans le cadre de l’activité, les mesures voulues
pour préserver la santé et la sécurité des personnes, protéger
l’environnement, maintenir la sécurité nationale et respecter
les obligations internationales que le Canada a assumées.
(2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas à la demande de permis
d’importation ou d’exportation pour laquelle les renseignements
exigés sont prévus par le Règlement sur le contrôle de
l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération
nucléaire, ou à la demande de permis de transit pour laquelle les
renseignements exigés sont prévus par le Règlement sur
l’emballage et le transport des substances nucléaires.
Application for Licence to Abandon
Demande de permis d’abandon
4. An application for a licence to abandon a nuclear substance,
a nuclear facility, prescribed equipment or prescribed information
shall contain the following information in addition to the information required by section 3:
(a) the name and location of the land, buildings, structures,
components and equipment that are to be abandoned;
(b) the proposed time and location of the abandonment;
(c) the proposed method of and procedure for abandonment;
and
(d) the effects on the environment and the health and safety of
persons that may result from the abandonment, and the measures that will be taken to prevent or mitigate those effects.
4. La demande de permis pour abandonner des substances nucléaires, des installations nucléaires, de l’équipement réglementé
ou des renseignements réglementés comprend les renseignements
suivants, outre ceux exigés à l’article 3 :
a) le nom et l’emplacement des terrains, des bâtiments, des
structures, des composants et de l’équipement visés par la demande;
b) la date et le lieu proposés de l’abandon;
c) la méthode et les procédures d’abandon proposées;
d) les effets que l’abandon peut avoir sur l’environnement ainsi
que sur la santé et la sécurité des personnes, de même que les
mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets.
Application for Renewal of Licence
Demande de renouvellement de permis
(i) is qualified to carry on the activity to be licensed, or
(ii) will, in carrying on that activity, make adequate
provision for the protection of the environment, the health
and safety of persons and the maintenance of national security and measures required to implement international obligations to which Canada has agreed.
5. An application for the renewal of a licence shall contain
(a) the information required to be contained in an application
for that licence by the applicable regulations made under the
Act; and
(b) a statement identifying the changes in the information that
was previously submitted.
5. La demande de renouvellement d’un permis comprend :
a) les renseignements que doit comprendre la demande pour un
tel permis aux termes des règlements applicables pris en vertu
de la Loi;
b) un énoncé des changements apportés aux renseignements
soumis antérieurement.
Application for Amendment, Revocation
or Replacement of Licence
Demande de modification, de révocation
ou de remplacement de permis
6. An application for the amendment, revocation or replacement of a licence shall contain the following information:
(a) a description of the amendment, revocation or replacement
and of the measures that will be taken and the methods and
procedures that will be used to implement it;
(b) a statement identifying the changes in the information contained in the most recent application for the licence;
(c) a description of the nuclear substances, land, areas, buildings, structures, components, equipment and systems that will
be affected by the amendment, revocation or replacement and
of the manner in which they will be affected; and
(d) the proposed starting date and the expected completion date
of any modification encompassed by the application.
6. La demande de modification, de révocation ou de remplacement d’un permis comprend les renseignements suivants :
a) une description de la modification, de la révocation ou du
remplacement, de même que les mesures qui seront prises et les
méthodes et les procédures qui seront utilisées pour ce faire;
b) un énoncé des changements apportés aux renseignements
contenus dans la demande de permis la plus récente;
c) une description des substances nucléaires, des terrains, des
zones, des bâtiments, des structures, des composants, de
l’équipement et des systèmes qui seront touchés, et de la façon
dont ils le seront;
d) les dates de début et de fin proposées pour toute modification visée par la demande.
Incorporation of Material in Application
Incorporation de renseignements dans la demande
7. An application for a licence or for the renewal, suspension in
whole or in part, amendment, revocation or replacement of a licence may incorporate by reference any information that is included in a valid, expired or revoked licence.
7. La demande de permis ou la demande de renouvellement, de
suspension en tout ou en partie, de modification, de révocation ou
de remplacement d’un permis peut incorporer par renvoi les renseignements compris dans un permis valide, expiré ou révoqué.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
Renewal, Suspension, Amendment, Revocation or Replacement
of Licence on Commission’s Own Motion
Renouvellement, suspension, modification, révocation ou
remplacement de permis par la Commission
8. (1) For the purpose of section 25 of the Act, the Commission
may renew a licence on its own motion if failure to renew the
licence could pose an unreasonable risk to the environment, the
health and safety of persons or national security.
(2) For the purpose of section 25 of the Act, the Commission
may, on its own motion, suspend in whole or in part, amend, revoke or replace a licence under any of the following conditions:
(a) the licensee is not qualified to carry on the licensed activity;
(b) the licensed activity poses an unreasonable risk to the environment, the health and safety of persons or the maintenance of
security;
(c) the licensee has failed to comply with the Act, the regulations made under the Act or the licence;
(d) the licensee has been convicted of an offence under the Act;
(e) a record referred to in the licence has been modified in a
manner not permitted by the licence;
(f) the licensee no longer carries on the licensed activity;
(g) the licensee has not paid the licence fee prescribed by the
Cost Recovery Fees Regulations; or
(h) failure to do so could pose an unreasonable risk to the environment, the health and safety of persons or national security.
8. (1) Pour l’application de l’article 25 de la Loi, la Commission peut, de sa propre initiative, renouveler un permis si le nonrenouvellement pourrait créer un danger inacceptable pour
l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ou la sécurité nationale.
(2) Pour l’application de l’article 25 de la Loi, la Commission
peut, de sa propre initiative, suspendre en tout ou en partie, modifier, révoquer ou remplacer un permis dans les cas suivants :
a) le titulaire de permis n’est pas compétent pour exercer
l’activité autorisée;
b) l’activité autorisée crée un danger inacceptable pour l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ou le maintien
de la sécurité;
c) le titulaire de permis ne s’est pas conformé à la Loi, à ses règlements ou au permis;
d) le titulaire de permis a été reconnu coupable d’une infraction
à la Loi;
e) un document mentionné dans le permis a été modifié d’une
façon non autorisée par celui-ci;
f) le titulaire de permis n’exerce plus l’activité autorisée;
g) le titulaire de permis n’a pas versé les droits prévus pour le
permis dans le Règlement sur les droits pour le recouvrement
des coûts;
h) le fait de ne pas suspendre, modifier, révoquer ou remplacer
le permis pourrait créer un danger inacceptable pour
l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ou la sécurité nationale.
EXEMPTIONS
EXEMPTIONS
Exemptions from Licence Requirement for
Inspectors, Designated Officers and Peace Officers
Exemptions de permis pour l’inspecteur,
le fonctionnaire désigné et l’agent de la paix
9. (1) An inspector, a designated officer or a peace officer may
carry on any of the following activities without a licence to carry
on that activity if the activity is carried on by that person to enforce the Act or the regulations made under the Act:
(a) possess, transfer, transport or store a nuclear substance; and
(b) possess or transfer prescribed equipment or prescribed information.
9. (1) L’inspecteur, le fonctionnaire désigné ou l’agent de la
paix peut, sans y être autorisé par un permis, exercer les activités
suivantes s’il le fait en vue de faire appliquer la Loi ou ses règlements :
a) avoir en sa possession, transférer, transporter ou stocker
provisoirement une substance nucléaire;
b) avoir en sa possession ou transférer de l’équipement réglementé ou des renseignements réglementés.
(2) L’inspecteur ou le fonctionnaire désigné peut, sans y être
autorisé par un permis, entretenir de l’équipement réglementé s’il
le fait en vue de faire appliquer la Loi ou ses règlements.
(2) An inspector or a designated officer may service prescribed
equipment without a licence to carry on that activity if the servicing is carried on by that person to enforce the Act or the regulations made under the Act.
(3) For greater certainty, the exemptions established in subsections (1) and (2) relate only to the activities specified in those
subsections and do not derogate from the licence requirement
imposed by section 26 of the Act in relation to other activities.
(4) Every person who carries on an activity without a licence in
accordance with subsection (1) or (2) shall immediately notify the
Commission of that fact.
(3) Il demeure entendu que les exemptions prévues aux paragraphes (1) et (2) ne visent que les activités qui y sont spécifiées
et n’écartent pas l’obligation prévue à l’article 26 de la Loi
d’obtenir un permis ou une licence pour exercer d’autres activités.
(4) La personne qui exerce une activité sans y être autorisée par
un permis aux termes des paragraphes (1) ou (2) en avise immédiatement la Commission.
Exemption of Naturally Occurring Nuclear Substances
Exemption des substances nucléaires naturelles
10. Naturally occurring nuclear substances, other than those
that are or have been associated with the development, production
or use of nuclear energy, are exempt from the application of all
provisions of the Act and the regulations made under the Act
except the following:
10. Les substances nucléaires naturelles, autres que celles qui
ont été ou sont associées au développement, à la production ou à
l’utilisation de l’énergie nucléaire, sont exemptées de
l’application de la Loi et de ses règlements à l’exception :
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(a) the provisions that govern the transport of nuclear substances; and
(b) in the case of a nuclear substance listed in the schedule to
the Nuclear Non-proliferation Import and Export Control
Regulations, the provisions that govern the import and export
of nuclear substances.
a) des dispositions régissant le transport des substances nucléaires;
b) des dispositions régissant l’importation et l’exportation des
substances nucléaires, dans le cas des substances nucléaires qui
figurent à l’annexe du Règlement sur le contrôle de
l’importation et de l’exportation aux fins de la nonprolifération nucléaire.
Exemption by the Commission
Exemption par la Commission
11. For the purpose of section 7 of the Act, the Commission
may grant an exemption if doing so will not
(a) pose an unreasonable risk to the environment or the health
and safety of persons;
(b) pose an unreasonable risk to national security; or
(c) result in a failure to achieve conformity with measures of
control and international obligations to which Canada has
agreed.
11. Pour l’application de l’article 7 de la Loi, la Commission
peut accorder une exemption si cela :
a) ne crée pas de danger inacceptable pour l’environnement ou
la santé et la sécurité des personnes;
b) ne crée pas de danger inacceptable pour la sécurité nationale;
c) n’entraîne pas la non-conformité avec les mesures de contrôle et les obligations internationales que le Canada a assumées.
OBLIGATIONS
OBLIGATIONS
Obligations of Licensees
Obligations du titulaire de permis
12. (1) Every licensee shall
(a) ensure the presence of a sufficient number of qualified
workers to carry on the licensed activity safely and in accordance with the Act, the regulations made under the Act and the
licence;
(b) train the workers to carry on the licensed activity in accordance with the Act, the regulations made under the Act and the
licence;
(c) take all reasonable precautions to protect the environment
and the health and safety of persons and to maintain security;
(d) provide the devices required by the Act, the regulations
made under the Act and the licence and maintain them within
the manufacturer’s specifications;
(e) require that every person at the site of the licensed activity
use equipment, devices, clothing and procedures in accordance
with the Act, the regulations made under the Act and the licence;
(f) take all reasonable precautions to control the release of radioactive nuclear substances or hazardous substances within
the site of the licensed activity and into the environment as a
result of the licensed activity;
(g) implement measures for alerting the licensee to the illegal
use or removal of a nuclear substance, prescribed equipment or
prescribed information, or the illegal use of a nuclear facility;
(h) implement measures for alerting the licensee to acts of
sabotage or attempted sabotage anywhere at the site of the licensed activity;
(i) take all necessary measures to facilitate Canada’s compliance with any applicable safeguards agreement;
(j) instruct the workers on the physical security program at the
site of the licensed activity and on their obligations under that
program; and
(k) keep a copy of the Act and the regulations made under the
Act that apply to the licensed activity readily available for consultation by the workers.
(2) Every licensee who receives a request from the Commission or a person who is authorized by the Commission for the
purpose of this subsection, to conduct a test, analysis, inventory
12. (1) Le titulaire de permis :
a) veille à ce qu’il y ait suffisamment de travailleurs qualifiés
pour exercer l’activité autorisée en toute sécurité et conformément à la Loi, à ses règlements et au permis;
b) forme les travailleurs pour qu’ils exercent l’activité autorisée
conformément à la Loi, à ses règlements et au permis;
c) prend toutes les précautions raisonnables pour protéger
l’environnement, préserver la santé et la sécurité des personnes
et maintenir la sécurité;
d) fournit les appareils exigés par la Loi, ses règlements et le
permis et les entretient conformément aux spécifications du fabricant;
e) exige de toute personne se trouvant sur les lieux de l’activité
autorisée qu’elle utilise l’équipement, les appareils et les vêtements et qu’elle suive les procédures conformément à la Loi, à
ses règlements et au permis;
f) prend toutes les précautions raisonnables pour contrôler le
rejet de substances nucléaires radioactives ou de substances
dangereuses que l’activité autorisée peut entraîner là où elle est
exercée et dans l’environnement;
g) met en oeuvre des mesures pour être alerté en cas d’utilisation ou d’enlèvement illégal d’une substance nucléaire, d’équipement réglementé ou de renseignements réglementés, ou
d’utilisation illégale d’une installation nucléaire;
h) met en oeuvre des mesures pour être alerté en cas d’acte ou
de tentative de sabotage sur les lieux de l’activité autorisée;
i) prend toutes les mesures nécessaires pour aider le Canada à
respecter tout accord relatif aux garanties qui s’applique;
j) donne aux travailleurs de la formation sur le programme de
sécurité matérielle sur les lieux de l’activité autorisée et sur
leurs obligations aux termes du programme;
k) conserve un exemplaire de la Loi et de ses règlements applicables à l’activité autorisée à un endroit où les travailleurs peuvent les consulter facilement.
(2) Le titulaire de permis qui reçoit une demande de la Commission ou d’une personne autorisée par elle à agir en son nom
pour l’application du présent paragraphe, le priant d’effectuer une
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or inspection in respect of the licensed activity or to review or to
modify a design, to modify equipment, to modify procedures or to
install a new system or new equipment shall file, within the time
specified in the request, a report with the Commission that contains the following information:
(a) confirmation that the request will or will not be carried out
or will be carried out in part;
(b) any action that the licensee has taken to carry out the request or any part of it;
(c) any reasons why the request or any part of it will not be carried out;
(d) any proposed alternative means to achieve the objectives of
the request; and
(e) any proposed alternative period within which the licensee
proposes to carry out the request.
épreuve, une analyse, un inventaire ou une inspection relativement à l’activité autorisée, d’examiner ou de modifier une conception, de modifier de l’équipement, de modifier des procédures
ou d’installer un nouveau système ou équipement, dépose auprès
de la Commission, dans le délai mentionné dans la demande, un
rapport qui comprend les renseignements suivants :
a) la confirmation qu’il donnera suite ou non à la demande en
tout ou en partie;
b) les mesures qu’il a prises pour donner suite à la demande en
tout ou en partie;
c) tout motif pour lequel il ne donnera pas suite à la demande
en tout ou en partie;
d) toute mesure de rechange proposée pour atteindre les objectifs de la demande;
e) tout autre délai proposé pour donner suite à la demande.
Transfers
Transferts
13. No licensee shall transfer a nuclear substance, prescribed
equipment or prescribed information to a person who does not
hold the licence, if any, that is required to possess the nuclear
substance, prescribed equipment or prescribed information by the
Act and the regulations made under the Act.
13. Il est interdit au titulaire de permis de transférer une substance nucléaire, de l’équipement réglementé ou des renseignements réglementés à une personne qui ne détient pas le permis
requis, le cas échéant, par la Loi et ses règlements pour avoir en
sa possession la substance, l’équipement ou les renseignements.
Notice of Licence
Avis de permis
14. (1) Every licensee other than a licensee who is conducting
field operations shall post, at the location specified in the licence
or, if no location is specified in the licence, in a conspicuous
place at the site of the licensed activity,
(a) a copy of the licence, with or without the licence number,
and a notice indicating the place where any record referred to
in the licence may be consulted; or
(b) a notice containing
(i) the name of the licensee,
(ii) a description of the licensed activity,
(iii) a description of the nuclear substance, nuclear facility or
prescribed equipment encompassed by the licence, and
(iv) a statement of the location of the licence and any record
referred to in it.
14. (1) Sauf lorsqu’il mène des opérations sur le terrain, le titulaire de permis affiche à l’endroit spécifié dans le permis ou, à
défaut, dans un endroit bien en évidence sur les lieux de l’activité
autorisée :
a) une copie du permis, avec ou sans son numéro, et un avis indiquant l’endroit où tout document mentionné dans le permis
peut être consulté;
b) un avis sur lequel figurent :
(i) le nom du titulaire de permis,
(ii) une description de l’activité autorisée,
(iii) une description de la substance nucléaire, de
l’installation nucléaire ou de l’équipement réglementé visés
par le permis,
(iv) une mention de l’endroit où peuvent être consultés le
permis et les documents qui y sont mentionnés.
(2) Le titulaire de permis qui mène des opérations sur le terrain
y conserve une copie du permis.
(2) Every licensee who is conducting field operations shall
keep a copy of the licence at the place where the field operations
are being conducted.
(3) Subsections (1) and (2) do not apply to a licensee in respect
of
(a) a licence to import or export a nuclear substance, prescribed
equipment or prescribed information;
(b) a licence to transport a nuclear substance; or
(c) a licence to abandon a nuclear substance, a nuclear facility,
prescribed equipment or prescribed information.
(3) Les paragraphes (1) et (2) ne s’appliquent pas au titulaire
d’un permis :
a) d’importation ou d’exportation d’une substance nucléaire,
d’équipement réglementé ou de renseignements réglementés;
b) de transport d’une substance nucléaire;
c) d’abandon d’une substance nucléaire, d’une installation nucléaire, d’équipement réglementé ou de renseignements réglementés.
Representatives of Applicants and Licensees
Mandataires du demandeur et du titulaire de permis
15. Every applicant for a licence and every licensee shall notify
the Commission of
(a) the persons who have authority to act for them in their
dealings with the Commission;
(b) the names and position titles of the persons who are responsible for the management and control of the licensed activity
15. Le demandeur de permis et le titulaire de permis avisent la
Commission :
a) des personnes qui ont le pouvoir d’agir en leur nom auprès
de la Commission;
b) des noms et titres des personnes qui sont chargées de gérer
et de contrôler l’activité autorisée ainsi que la substance
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and the nuclear substance, nuclear facility, prescribed equipment or prescribed information encompassed by the licence;
and
(c) any change in the information referred to in paragraphs (a)
and (b), within 15 days after the change occurs.
nucléaire, l’installation nucléaire, l’équipement réglementé ou
les renseignements réglementés visés par le permis;
c) de tout changement apporté aux renseignements visés aux
alinéas a) et b) dans les 15 jours suivant le changement.
Publication of Health and Safety Information
Publication des renseignements sur la santé et la sécurité
16. (1) Every licensee shall make available to all workers the
health and safety information with respect to their workplace that
has been collected by the licensee in accordance with the Act, the
regulations made under the Act and the licence.
(2) Subsection (1) does not apply in respect of personal dose
records and prescribed information.
16. (1) Le titulaire de permis met à la disposition de tous les
travailleurs les renseignements sur la santé et la sécurité qu’il a
recueillis concernant leur lieu de travail conformément à la Loi, à
ses règlements et au permis.
(2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas aux dossiers de doses
personnelles et aux renseignements réglementés.
Obligations of Workers
Obligations du travailleur
17. Every worker shall
(a) use equipment, devices, facilities and clothing for protecting the environment or the health and safety of persons, or for
determining doses of radiation, dose rates or concentrations of
radioactive nuclear substances, in a responsible and reasonable
manner and in accordance with the Act, the regulations made
under the Act and the licence;
(b) comply with the measures established by the licensee to
protect the environment and the health and safety of persons,
maintain security, control the levels and doses of radiation, and
control releases of radioactive nuclear substances and hazardous substances into the environment;
(c) promptly inform the licensee or the worker’s supervisor of
any situation in which the worker believes there may be
(i) a significant increase in the risk to the environment or the
health and safety of persons,
(ii) a threat to the maintenance of security or an incident with
respect to security,
(iii) a failure to comply with the Act, the regulations made
under the Act or the licence,
(iv) an act of sabotage, theft, loss or illegal use or possession
of a nuclear substance, prescribed equipment or prescribed
information, or
(v) a release into the environment of a quantity of a radioactive nuclear substance or hazardous substance that has not
been authorized by the licensee;
(d) observe and obey all notices and warning signs posted by
the licensee in accordance with the Radiation Protection
Regulations; and
(e) take all reasonable precautions to ensure the worker’s own
safety, the safety of the other persons at the site of the licensed
activity, the protection of the environment, the protection of the
public and the maintenance of security.
17. Le travailleur :
a) utilise d’une manière responsable, raisonnable et conforme à
la Loi, à ses règlements et au permis, l’équipement, les appareils, les installations et les vêtements pour protéger
l’environnement, préserver la santé et la sécurité des personnes,
ou déterminer les doses de rayonnement, les débits de dose ou
les concentrations de substances nucléaires radioactives;
b) se conforme aux mesures prévues par le titulaire de permis
pour protéger l’environnement, préserver la santé et la sécurité
des personnes, maintenir la sécurité et contrôler les niveaux et
les doses de rayonnement, ainsi que le rejet de substances nucléaires radioactives et de substances dangereuses dans
l’environnement;
c) signale sans délai à son supérieur ou au titulaire de permis
toute situation où, à son avis, il pourrait y avoir :
(i) une augmentation considérable du niveau de risque pour
l’environnement ou pour la santé et la sécurité des personnes,
(ii) une menace pour le maintien de la sécurité ou un incident
en matière de sécurité,
(iii) un manquement à la Loi, à ses règlements ou au permis,
(iv) un acte de sabotage à l’égard d’une substance nucléaire,
d’équipement réglementé ou de renseignements réglementés,
ou leur vol, leur perte ou leur utilisation ou possession illégales,
(v) le rejet, non autorisé par le titulaire de permis, d’une
quantité d’une substance nucléaire radioactive ou d’une
substance dangereuse dans l’environnement;
d) observe et respecte tous les avis et mises en garde affichés
par le titulaire de permis conformément au Règlement sur la
radioprotection;
e) prend toutes les précautions raisonnables pour veiller à sa
propre sécurité et à celle des personnes se trouvant sur les lieux
de l’activité autorisée, à la protection de l’environnement et du
public ainsi qu’au maintien de la sécurité.
Presentation of Licence to Customs Officer
Présentation du permis à l’agent des douanes
18. On importing or exporting a nuclear substance, prescribed
equipment or prescribed information, the licensee shall present
the required import or export licence to a customs officer.
18. Le titulaire de permis présente à un agent des douanes le
permis requis pour importer ou exporter une substance nucléaire,
de l’équipement réglementé ou des renseignements réglementés
avant de les importer ou de les exporter.
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2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
PRESCRIBED NUCLEAR FACILITIES
INSTALLATIONS NUCLÉAIRES RÉGLEMENTÉES
19. The following facilities are prescribed as nuclear facilities
for the purpose of paragraph (i) of the definition “nuclear facility”
in section 2 of the Act:
(a) a facility for the management, storage or disposal of waste
containing radioactive nuclear substances at which the resident
inventory of radioactive nuclear substances contained in the
waste is 1015 Bq or more;
(b) a plant for the production of deuterium or deuterium compounds using hydrogen sulphide; and
(c) a facility that consists of
(i) an irradiator that uses more than 1015 Bq of a nuclear substance,
(ii) an irradiator that requires shielding which is not part of
the irradiator and that can deliver radiation at a dose rate exceeding 1 centigray per minute at 1 m,
(iii) a radioactive source teletherapy machine, or
(iv) a brachytherapy machine.
19. Sont désignées comme installations nucléaires pour
l’application de l’alinéa i) de la définition de « installation nucléaire » à l’article 2 de la Loi :
a) une installation pour la gestion, le stockage, temporaire ou
permanent, l’évacuation ou l’élimination des déchets qui contiennent des substances nucléaires radioactives et dont
l’inventaire fixe en substances nucléaires radioactives est d’au
moins 1015 Bq;
b) une usine produisant du deutérium ou des composés du
deutérium à l’aide d’hydrogène sulfuré;
c) une installation qui consiste en un :
(i) irradiateur qui utilise plus de 1015 Bq d’une substance nucléaire,
(ii) irradiateur qui nécessite un blindage qui n’en fait pas
partie et qui peut produire une dose de rayonnement à un débit dépassant 1 centigray par minute à 1 m,
(iii) appareil de téléthérapie à source radioactive,
(iv) appareil de curiethérapie.
PRESCRIBED EQUIPMENT
ÉQUIPEMENT RÉGLEMENTÉ
20. Each of the following items is prescribed equipment for the
purposes of the Act:
(a) a package and special form radioactive material, as defined
in subsection 1(1) of the Packaging and Transport of Nuclear
Substances Regulations;
(b) a radiation device and a sealed source, as defined in section 1 of the Nuclear Substances and Radiation Devices Regulations;
(c) Class II prescribed equipment, as defined in section 1 of the
Class II Nuclear Facilities and Prescribed Equipment Regulations; and
(d) equipment that is capable of being used in the design, production, operation or maintenance of a nuclear weapon or nuclear explosive device.
20. Sont désignés comme de l’équipement réglementé pour
l’application de la Loi :
a) les colis et les matières radioactives sous forme spéciale au
sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur l’emballage et le
transport des substances nucléaires;
b) les appareils à rayonnement et les sources scellées au sens de
l’article 1 du Règlement sur les substances nucléaires et les
appareils à rayonnement;
c) l’équipement réglementé de catégorie II au sens de l’article 1
du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement
réglementé de catégorie II;
d) l’équipement qui peut servir à concevoir, produire, utiliser,
faire fonctionner ou entretenir des armes nucléaires ou des engins explosifs nucléaires.
PRESCRIBED INFORMATION
RENSEIGNEMENTS RÉGLEMENTÉS
Prescription
Désignation
21. (1) Information that concerns any of the following, including a record of that information, is prescribed information for the
purposes of the Act:
(a) a nuclear substance that is required for the design, production, operation or maintenance of a nuclear weapon or nuclear
explosive device, including the properties of the nuclear substance;
(b) the design, production, use, operation or maintenance of a
nuclear weapon or nuclear explosive device;
(c) the security arrangements, security equipment, security
systems and security procedures established by a licensee in
accordance with the Act, the regulations made under the Act or
the licence, and any incident relating to security; and
(d) the route or schedule for the transport of Category I, II
or III nuclear material, as defined in section 1 of the Nuclear
Security Regulations.
21. (1) Pour l’application de la Loi, sont désignés comme renseignements réglementés les renseignements qui portent sur ce
qui suit, y compris les documents sur ces renseignements :
a) les substances nucléaires, y compris leurs propriétés, qui
sont nécessaires à la conception, la production, l’utilisation, le
fonctionnement ou l’entretien des armes nucléaires ou des engins explosifs nucléaires;
b) la conception, la production, l’utilisation, le fonctionnement
ou l’entretien des armes nucléaires ou des engins explosifs nucléaires;
c) les arrangements, l’équipement, les systèmes et les procédures en matière de sécurité que le titulaire de permis a mis en
place conformément à la Loi, à ses règlements ou au permis, y
compris tout incident relatif à la sécurité;
d) l’itinéraire ou le calendrier de transport des matières nucléaires de catégorie I, II ou III au sens de l’article 1 du Règlement
sur la sécurité nucléaire.
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2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
(2) Information that is made public in accordance with the Act,
the regulations made under the Act or a licence is not prescribed
information for the purposes of the Act.
(2) Les renseignements qui sont rendus publics conformément
à la Loi, à ses règlements et au permis ne sont pas renseignements
réglementés pour l’application de la Loi.
Exemptions from Licence Requirement
Exemption de permis
22. (1) The following persons may possess, transfer, import,
export or use prescribed information without a licence to carry on
that activity:
(a) a minister, employee or other person acting on behalf of or
under the direction of the Government of Canada, the government of a province or any of their agencies, for the purpose of
assisting themselves in exercising a power or performing a duty
or function lawfully conferred or imposed on them; and
(b) an official of a foreign government or an international
agency, for the purpose of meeting obligations imposed by an
arrangement made between the Government of Canada and the
foreign government or international agency.
(2) The following persons may possess, transfer or use prescribed information without a licence to carry on that activity:
(a) a worker, for the purpose of enabling the worker to perform
duties assigned by the licensee; and
(b) a person who is legally required or legally authorized to
obtain or receive the information.
22. (1) Les personnes suivantes peuvent avoir en leur possession des renseignements réglementés ou les transférer, importer,
exporter ou utiliser, sans y être autorisées par un permis :
a) un ministre, un employé ou un mandataire du gouvernement
du Canada ou d’une province, ou de l’un de ses organismes,
pour s’aider à exercer une attribution qui lui est dûment conférée;
b) le représentant d’un gouvernement étranger ou d’une organisation internationale, pour assurer le respect des obligations
d’une entente conclue par le gouvernement du Canada et ce
gouvernement ou cette organisation.
(3) For greater certainty, the exemptions established in subsections (1) and (2) relate only to the activities specified in those
subsections and do not derogate from the licence requirement
imposed by section 26 of the Act in relation to other activities.
(2) Les personnes suivantes peuvent avoir en leur possession
des renseignements réglementés ou les transférer ou les utiliser,
sans y être autorisées par un permis :
a) un travailleur, pour remplir les fonctions que le titulaire de
permis lui assigne;
b) une personne qui, aux termes de la loi, a l’autorisation ou
l’obligation de les obtenir ou de les recevoir.
(3) Il demeure entendu que les exemptions prévues aux paragraphes (1) et (2) ne visent que les activités qui y sont spécifiées
et n’écartent pas l’obligation, prévue à l’article 26 de la Loi,
d’obtenir un permis ou une licence pour exercer d’autres activités.
Transfer and Disclosure
Transfert et communication
23. (1) No person shall transfer or disclose prescribed information unless the person
(a) is legally required to do so; or
(b) transfers or discloses it to
(i) a minister, employee or other person acting on behalf or
under the direction of the Government of Canada, the government of a province or any of their agencies, for the purpose of assisting themselves in exercising a power or performing a duty or function lawfully conferred or imposed on
them,
(ii) an official of a foreign government or an international
agency, for the purpose of meeting obligations imposed by
an arrangement made between the Government of Canada
and the foreign government or international agency,
(iii) a worker, for the purpose of enabling the worker to perform duties assigned by the licensee, or
(iv) a person who is legally required or legally authorized to
obtain or receive the information.
(2) A person who possesses or has knowledge of prescribed information shall take all necessary precautions to prevent any
transfer or disclosure of the prescribed information that is not
authorized by the Act and the regulations made under the Act.
23. (1) Il est interdit à quiconque de transférer ou de communiquer des renseignements réglementés, sauf si :
a) la loi l’y oblige;
b) les renseignements sont transférés ou communiqués :
(i) à un ministre, un employé ou un mandataire du gouvernement du Canada ou d’une province, ou de l’un de ses organismes, pour s’aider à exercer une attribution qui lui est
dûment conférée,
(ii) à un représentant d’un gouvernement étranger ou d’une
organisation internationale, pour assurer le respect des obligations d’une entente conclue par le gouvernement du
Canada et ce gouvernement ou cette organisation,
(iii) à un travailleur, pour remplir les fonctions que lui assigne le titulaire de permis,
(iv) à une personne qui, aux termes de la loi, a l’autorisation
ou l’obligation de les obtenir ou de les recevoir.
(2) Quiconque a en sa possession des renseignements réglementés ou en a connaissance prend toutes les précautions nécessaires pour en prévenir le transfert ou la communication non autorisé par la Loi et ses règlements.
CONTAMINATION
CONTAMINATION
Prescribed Limits
Seuil réglementaire
24. For the purposes of paragraph 45(a) and subsection 46(1)
of the Act, the prescribed limit of contamination for a place or
vehicle where no licensed activity is being carried on is any
quantity of a radioactive nuclear substance that may, based on the
24. Pour l’application de l’article 45 et du paragraphe 46(1) de
la Loi, le seuil réglementaire de contamination à l’égard d’un lieu
ou d’un véhicule où n’est exercée aucune activité autorisée
s’entend de toute quantité d’une substance nucléaire radioactive
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
circumstances, increase a person’s effective dose by 1 mSv or
more per year in excess of the background radiation for the place
or vehicle.
qui est susceptible, compte tenu des circonstances, d’augmenter la
dose efficace d’une personne de 1 mSv ou plus par année au-delà
du rayonnement de fond à l’égard du lieu ou du véhicule.
Prescribed Public Offices
Bureaux ouverts au public et désignés
25. For the purpose of subsection 46(2) of the Act, a municipal
office, a public library and a public community centre are prescribed public offices.
25. Pour l’application du paragraphe 46(2) de la Loi, sont des
bureaux ouverts au public et désignés les bureaux municipaux, les
bibliothèques publiques et les centres communautaires publics.
Prescribed Measures
Mesures réglementaires
26. For the purpose of subsection 46(3) of the Act, the prescribed measures to reduce the level of contamination are any
measures to control access to or clean the place, or to cover or
remove the contamination, that are appropriate for the substance
and location and that will reduce the level of contamination to
below the limit prescribed by section 24.
26. Pour l’application du paragraphe 46(3) de la Loi, les mesures réglementaires de décontamination sont celles servant à nettoyer un lieu, en contrôler l’accès ou couvrir ou enlever la contamination, qui ramèneront la contamination à un niveau inférieur
au seuil prévu à l’article 24, et qui conviennent à la substance et
au lieu en cause.
RECORDS AND REPORTS
DOCUMENTS ET RAPPORTS
Record of Licence Information
Document sur les renseignements liés au permis
27. Every licensee shall keep a record of all information
relating to the licence that is submitted by the licensee to the
Commission.
27. Le titulaire de permis conserve un document sur tous les
renseignements liés au permis qu’il présente à la Commission.
Retention and Disposal of Records
Conservation et aliénation des documents
28. (1) Every person who is required to keep a record by the
Act, the regulations made under the Act or a licence shall retain
the record for the period specified in the applicable regulations
made under the Act or, if no period is specified in the regulations,
for the period ending one year after the expiry of the licence that
authorizes the activity in respect of which the records are kept.
(2) No person shall dispose of a record referred to in the Act,
the regulations made under the Act or a licence unless the person
(a) is no longer required to keep the record by the Act, the
regulations made under the Act or the licence; and
(b) has notified the Commission of the date of disposal and of
the nature of the record at least 90 days before the date of disposal.
(3) A person who notifies the Commission in accordance with
subsection (2) shall file the record, or a copy of the record, with
the Commission at its request.
28. (1) La personne qui est tenue de conserver un document
aux termes de la Loi, de ses règlements ou d’un permis, le fait
pour la période indiquée dans le règlement applicable ou, à défaut, pendant une année suivant l’expiration du permis qui autorise l’activité pour laquelle les documents sont conservés.
General Reports
Rapports généraux
29. (1) Every licensee who becomes aware of any of the following situations shall immediately make a preliminary report to
the Commission of the location and circumstances of the situation
and of any action that the licensee has taken or proposes to take
with respect to it:
(a) a situation referred to in paragraph 27(b) of the Act;
(b) the occurrence of an event that is likely to result in the exposure of persons to radiation in excess of the applicable radiation dose limits prescribed by the Radiation Protection Regulations;
(c) a release, not authorized by the licence, of a quantity of radioactive nuclear substance into the environment;
(d) a situation or event that requires the implementation of a
contingency plan in accordance with the licence;
(e) an attempted or actual breach of security or an attempted or
actual act of sabotage at the site of the licensed activity;
29. (1) Le titulaire de permis qui a connaissance de l’un des
faits suivants présente immédiatement à la Commission un rapport préliminaire faisant état du lieu où survient ce fait et des circonstances l’entourant ainsi que des mesures qu’il a prises ou
compte prendre à cet égard :
a) une situation mentionnée à l’alinéa 27b) de la Loi;
b) la survenance d’un événement susceptible d’entraîner l’exposition des personnes à des rayonnements dépassant les limites de dose applicables prévues par le Règlement sur la radioprotection;
c) le rejet, non autorisé par le permis, d’une quantité d’une
substance nucléaire radioactive dans l’environnement;
d) une situation ou un événement nécessitant la mise en oeuvre
d’un plan d’urgence conformément au permis;
e) un manquement ou une tentative de manquement à la sécurité ou un acte ou une tentative de sabotage sur le lieu de
l’activité autorisée;
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(2) Il est interdit à quiconque d’aliéner un document mentionné
dans la Loi, ses règlements ou un permis à moins :
a) de ne plus être tenu de le conserver aux termes de la Loi, de
ses règlements ou du permis;
b) de donner à la Commission un préavis d’au moins 90 jours
indiquant la date d’aliénation et la nature du document.
(3) La personne qui avise la Commission conformément au paragraphe (2) dépose l’original ou une copie du document auprès
d’elle sur demande.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
(f) information that reveals the incipient failure, abnormal degradation or weakening of any component or system at the site
of the licensed activity, the failure of which could have a serious adverse effect on the environment or constitutes or is likely
to constitute or contribute to a serious risk to the health and
safety of persons or the maintenance of security;
(g) an actual, threatened or planned work disruption by workers;
(h) a serious illness or injury incurred or possibly incurred as a
result of the licensed activity;
(i) the death of any person at a nuclear facility; or
(j) the occurrence of any of the following events:
(i) the making of an assignment by or in respect of the licensee under the Bankruptcy and Insolvency Act,
(ii) the making of a proposal by or in respect of the licensee
under the Bankruptcy and Insolvency Act,
(iii) the filing of a notice of intention by the licensee under
the Bankruptcy and Insolvency Act,
(iv) the filing of a petition for a receiving order against the
licensee under the Bankruptcy and Insolvency Act,
(v) the enforcement by a secured creditor of a security on all
or substantially all of the inventory, accounts receivable or
other property of the licensee that was acquired for, or used
in relation to, a business carried on by the licensee,
(vi) the filing in court by the licensee of an application to
propose a compromise or an arrangement with its unsecured
creditors or any class of them under section 4 of the Companies’ Creditors Arrangement Act,
(vii) the filing in court by the licensee of an application to
propose a compromise or an arrangement with its secured
creditors or any class of them under section 5 of the Companies’ Creditors Arrangement Act,
(viii) the making of an application for a winding-up order by
or in respect of the licensee under the Winding-up and Restructuring Act,
(ix) the making of a liquidation, bankruptcy, insolvency, reorganization or like order in respect of the licensee under
provincial or foreign legislation, or
(x) the making of a liquidation, bankruptcy, insolvency, reorganization or like order in respect of a body corporate that
controls the licensee under provincial or foreign legislation.
(2) Every licensee who becomes aware of a situation referred
to in subsection (1) shall file a full report of the situation with the
Commission within 21 days after becoming aware of it, unless
some other period is specified in the licence, and the report shall
contain the following information:
(a) the date, time and location of becoming aware of the situation;
(b) a description of the situation and the circumstances;
(c) the probable cause of the situation;
(d) the effects on the environment, the health and safety of persons and the maintenance of security that have resulted or may
result from the situation;
f) tout renseignement sur le début de la défaillance, la dégradation anormale ou l’affaiblissement, sur le lieu de l’activité autorisée, d’un composant ou d’un système dont la défaillance
pourrait entraîner des effets négatifs graves sur l’environnement ou constitue un grand danger pour la santé et la sécurité
des personnes ou pour le maintien de la sécurité ou est susceptible de le faire ou d’y contribuer;
g) un arrêt de travail réel ou planifié des travailleurs ou que
ceux-ci menacent de tenir;
h) une maladie ou une blessure grave qui a ou aurait été subie
en raison de l’activité autorisée;
i) la mort d’une personne à l’installation nucléaire;
j) la survenance de l’un ou l’autre des faits suivants :
(i) une cession visant le titulaire de permis et faite en vertu
de la Loi sur la faillite et l’insolvabilité,
(ii) une proposition visant le titulaire de permis et faite en
vertu de la Loi sur la faillite et l’insolvabilité,
(iii) le dépôt d’un avis d’intention par le titulaire de permis
en vertu de la Loi sur la faillite et l’insolvabilité,
(iv) le dépôt d’une pétition en vue d’obtenir une ordonnance
de séquestre contre le titulaire de permis en vertu de la Loi
sur la faillite et l’insolvabilité,
(v) la mise à exécution par un créancier garanti d’une garantie constituée sur la totalité ou la quasi-totalité du stock, des
comptes recevables ou des autres biens du titulaire de permis
acquis ou utilisés dans le cadre des affaires,
(vi) le dépôt devant la cour par le titulaire de permis d’une
requête pour proposer une transaction ou un arrangement
avec ses créanciers chirographaires ou toute catégorie de ces
derniers aux termes de l’article 4 de la Loi sur les arrangements avec les créanciers des compagnies,
(vii) le dépôt devant la cour par le titulaire de permis d’une
requête pour proposer une transaction ou un arrangement
avec ses créanciers garantis ou toute catégorie de ces derniers aux termes de l’article 5 de la Loi sur les arrangements
avec les créanciers des compagnies,
(viii) une demande en vue d’obtenir une ordonnance de mise
en liquidation visant le titulaire de permis en vertu de la Loi
sur les liquidations et les restructurations,
(ix) la prise d’une ordonnance de mise en liquidation, de
faillite, d’insolvabilité, de réorganisation ou autre ordonnance semblable visant le titulaire de permis en vertu des
lois d’une province ou d’un gouvernement étranger,
(x) la prise d’une ordonnance de mise en liquidation, de
faillite, d’insolvabilité, de réorganisation ou autre ordonnance similaire visant une personne morale qui contrôle le
titulaire de permis en vertu des lois d’une province ou d’un
gouvernement étranger.
(2) Le titulaire de permis qui a connaissance d’un fait mentionné au paragraphe (1) dépose auprès de la Commission, dans les
21 jours après en avoir pris connaissance, sauf si le permis précise
un autre délai, un rapport complet sur le fait qui comprend les
renseignements suivants :
a) la date, l’heure et le lieu où il a eu connaissance du fait;
b) une description du fait et des circonstances;
c) la cause probable du fait;
d) les effets que le fait a entraînés ou est susceptible d’entraîner
sur l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ainsi
que le maintien de la sécurité;
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
(e) the effective dose and equivalent dose of radiation received
by any person as a result of the situation; and
(f) the actions that the licensee has taken or proposes to take
with respect to the situation.
(3) Subsections (1) and (2) do not require a licensee to report a
situation referred to in paragraphs (1)(a) to (j) if the licence contains a term or condition requiring the licensee to report that
situation, or any situation of that nature, to the Commission.
e) la dose efficace et la dose équivalente de rayonnement reçues par toute personne en raison du fait;
f) les mesures que le titulaire de permis a prises ou compte
prendre relativement au fait.
(3) Le titulaire de permis n’est pas tenu, aux termes des paragraphes (1) et (2), de signaler un fait mentionné aux alinéas (1)a)
à j) si le permis est assorti d’une condition exigeant qu’il signale
le fait, ou tout fait de cette nature, à la Commission.
Safeguards Reports
Rapport relatif aux garanties
30. (1) Every licensee who becomes aware of any of the following situations shall immediately make a preliminary report to
the Commission of the situation and of any action that the licensee has taken or proposes to take with respect to it:
(a) interference with or an interruption in the operation of safeguards equipment or the alteration, defacement or breakage of
a safeguards seal, other than in accordance with the safeguards
agreement, the Act, the regulations made under the Act or the
licence; and
(b) the theft, loss or sabotage of safeguards equipment or samples collected for the purpose of a safeguards inspection, damage to such equipment or samples, or the illegal use, possession, operation or removal of such equipment or samples.
(2) Every licensee who becomes aware of a situation referred
to in subsection (1) shall file a full report of the situation with the
Commission within 21 days after becoming aware of it, unless
some other period is specified in the licence, and the report shall
contain the following information:
(a) the date, time and location of becoming aware of the situation;
(b) a description of the situation and the circumstances;
(c) the probable cause of the situation;
(d) the adverse effects on the environment, the health and
safety of persons and the maintenance of national and international security that have resulted or may result from the situation;
(e) the effective dose and equivalent dose of radiation received
by any person as a result of the situation; and
(f) the actions that the licensee has taken or proposes to take
with respect to the situation.
30. (1) Le titulaire de permis qui a connaissance de l’un ou
l’autre des faits suivants présente immédiatement à la Commission un rapport préliminaire faisant état du fait et des mesures
qu’il a prises ou compte prendre à cet égard :
a) une ingérence ou une interruption affectant le fonctionnement de l’équipement de garanties, ou la modification, la dégradation ou le bris d’un sceau de garanties, sauf aux termes de
l’accord relatif aux garanties, de la Loi, de ses règlements ou
du permis;
b) le vol, la perte ou le sabotage de l’équipement de garanties
ou des échantillons prélevés aux fins d’une inspection de garanties, leur endommagement ainsi que leur utilisation, leur
possession ou leur enlèvement illégaux.
(2) Le titulaire de permis qui a connaissance d’un fait mentionné au paragraphe (1) dépose auprès de la Commission, dans les
21 jours après en avoir pris connaissance, sauf si le permis précise
un autre délai, un rapport complet sur le fait qui comprend les
renseignements suivants :
a) la date, l’heure et le lieu où il a eu connaissance du fait;
b) une description du fait et des circonstances;
c) la cause probable du fait;
d) les effets négatifs que le fait a entraînés ou est susceptible
d’entraîner sur l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ainsi que le maintien de la sécurité nationale et internationale;
e) la dose efficace et la dose équivalente de rayonnement reçues par toute personne en raison du fait;
f) les mesures que le titulaire de permis a prises ou compte
prendre relativement au fait.
Report of Deficiency in Record
Renseignements inexacts ou incomplets dans les documents
31. (1) Every licensee who becomes aware of an inaccuracy or
incompleteness in a record that the licensee is required to keep by
the Act, the regulations made under the Act or the licence shall
file a report of the inaccuracy or incompleteness with the Commission within 21 days after becoming aware of it, and the report
shall contain the following information:
(a) the details of the inaccuracy or incompleteness; and
(b) any action that the licensee has taken or proposes to take
with respect to the inaccuracy or incompleteness.
(2) Subsection (1) does not apply to a licensee if
(a) the licence contains a term or condition that requires the licensee to report inaccuracies or incompleteness in a record to
the Commission; or
(b) the inaccuracy or incompleteness in the record could not
reasonably be expected to lead to a situation in which the environment, the health and safety of persons or national security is
adversely affected.
31. (1) Le titulaire de permis qui relève des renseignements inexacts ou incomplets dans un document qu’il est tenu de conserver aux termes de la Loi, de ses règlements ou du permis dépose
auprès de la Commission, dans les 21 jours qui suivent, un rapport à cet égard qui :
a) indique de façon précise les renseignements qui sont inexacts ou incomplets;
b) identifie les mesures qu’il a prises ou compte prendre pour
remédier à la situation.
(2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas au titulaire de permis
dans les cas suivants :
a) son permis est assorti d’une condition exigeant qu’il fasse
rapport à la Commission des renseignements inexacts ou incomplets que contiennent les documents;
b) le fait que le document contient des renseignements inexacts
ou incomplets ne risquerait pas, selon toute vraisemblance, de
donner lieu à une situation qui entraîne des effets négatifs sur
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2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ou la sécurité nationale.
Filing of Reports
Dépôt des rapports
32. (1) Every report shall include the name and address of its
sender and the date on which it was completed.
(2) The date of filing of a report is the date on which it is received by the Commission.
32. (1) Le rapport comprend les nom et adresse de l’expéditeur
ainsi que la date d’achèvement.
(2) La date de dépôt est la date de réception par la Commission.
INSPECTORS AND DESIGNATED OFFICERS
INSPECTEURS ET FONCTIONNAIRES DÉSIGNÉS
Certificate of Inspector
Certificat de l’inspecteur
33. An inspector’s certificate issued under section 29 of the Act
shall be in the form set out in the schedule and shall include, in
addition to the information required by subsection 29(2) of the
Act,
(a) the name and signature of the inspector;
(b) a photograph showing the face of the inspector;
(c) the name of the employer of the inspector;
(d) a statement of designation;
(e) the name, position and signature of the person who issued
the certificate; and
(f) the expiry date of the certificate.
33. Le certificat de l’inspecteur, délivré en vertu de l’article 29
de la Loi, est en la forme établie dans l’annexe et comprend les
renseignements suivants, outre ceux exigés au paragraphe 29(2)
de la Loi :
a) les nom et signature de l’inspecteur;
b) une photographie montrant l’inspecteur de face;
c) le nom de l’employeur de l’inspecteur;
d) l’attestation de la qualité d’inspecteur;
e) les nom, poste et signature de la personne qui a délivré le
certificat;
f) la date d’expiration du certificat.
Certificate of Designated Officer
Certificat du fonctionnaire désigné
34. A designated officer’s certificate issued under section 37 of
the Act shall include, in addition to the information required by
subsection 37(1) of the Act,
(a) the name and position or title of the designated officer;
(b) the name of the employer of the designated officer;
(c) a statement of designation;
(d) the name, position and signature of the person who issued
the certificate; and
(e) the expiry date of the certificate.
34. Le certificat du fonctionnaire désigné, délivré en vertu de
l’article 37 de la Loi, comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés au paragraphe 37(1) de la Loi :
a) les nom et poste ou titre du fonctionnaire désigné;
b) le nom de l’employeur du fonctionnaire désigné;
c) l’attestation de la qualité de fonctionnaire désigné;
d) les nom, poste et signature de la personne qui a délivré le
certificat;
e) la date d’expiration du certificat.
Notification and Surrender of Certificate
Avis et remise du certificat
35. (1) An inspector and a designated officer shall notify the
Commission of any of the following situations:
(a) the loss or theft of their certificate;
(b) any change in their employment that results in their no
longer exercising a function that relates to the purpose of the
certificate; and
(c) the suspension or termination of their employment with the
employer named in the certificate.
(2) An inspector and a designated officer shall surrender their
certificate to the Commission
(a) if the information contained in the certificate is not accurate;
(b) when the certificate expires; or
(c) on termination by the Commission of their designation as
an inspector or a designated officer, as the case may be.
35. (1) L’inspecteur et le fonctionnaire désigné avisent la
Commission de l’un ou l’autre des faits suivants :
a) la perte ou le vol de leur certificat;
b) tout changement concernant leur emploi à la suite duquel ils
n’exercent plus des fonctions liées à l’objet du certificat;
c) la suspension ou la fin de leur emploi chez l’employeur
nommé au certificat.
(2) L’inspecteur et le fonctionnaire désigné remettent leur certificat à la Commission dans les cas suivants :
a) les renseignements figurant sur le certificat ne sont plus
exacts;
b) le certificat est expiré;
c) la Commission met un terme à leur désignation à titre
d’inspecteur ou de fonctionnaire désigné.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
REPEAL
ABROGATIONS
37. The Transport Packaging of Radioactive Materials
Regulations2 are repealed.
38. The Uranium and Thorium Mining Regulations3 are repealed.
39. The Physical Security Regulations4 are repealed.
36. Le Règlement sur le contrôle de l’énergie atomique1 est
abrogé.
37. Le Règlement sur l’emballage des matières radioactives
destinées au transport2 est abrogé.
38. Le Règlement sur les mines d’uranium et de thorium3 est
abrogé.
39. Le Règlement sur la sécurité matérielle4 est abrogé.
COMING INTO FORCE
ENTRÉE EN VIGUEUR
40. These Regulations come into force on the day on which
they are approved by the Governor in Council.
40. Le présent règlement entre en vigueur à la date de son
agrément par le gouverneur en conseil.
SCHEDULE
(Section 33)
ANNEXE
(article 33)
CERTIFICATE OF INSPECTOR
CERTIFICAT DE L’INSPECTEUR
1
36. The Atomic Energy Control Regulations are repealed.
This is to certify that
Le présent certificat atteste que
employed by
employé de
The person identified on this certificate may
exercise the powers granted to an inspector
under the Nuclear Safety and Control Act in
respect of the following places or vehicles:
La personne identifiée sur ce certificat peut
exercer les pouvoirs d'un inspecteur prévus à la
Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires
dans les lieux ou véhicules suivants :
This certificate is not transferable and is to be
surrendered on the termination of this
designation.
Le certificat est incessible et doit être remis
lorsque la désignation prend fin.
is designated as an inspector by the Canadian Nuclear Safety
Commission pursuant to section 29 of the Nuclear Safety and
Control Act.
est un inspecteur désigné par la Commission canadienne de sûreté
nucléaire conformément à l'article 29 de la Loi sur la sûreté et la
réglementation nucléaires.
This certificate expires on
Ce certificat expire le
________________________________________ ________________________________________
Inspector / Inspecteur
Secretary, CNSC / Secrétaire, CCSN
Canadian Nuclear
Safety Commission
Commission canadienne
de sûreté nucléaire
REGULATORY IMPACT
ANALYSIS STATEMENT
RÉSUMÉ DE L’ÉTUDE D’IMPACT
DE LA RÉGLEMENTATION
(This statement is not part of the Regulations nor the Rules.)
(Ce résumé ne fait pas partie des règlements ni des règles.)
1. Description
1. Description
This Regulatory Impact Analysis Statement (RIAS) pertains to
the regulations and rules made under the Nuclear Safety and
Control Act (NSC Act). A draft version of nine technical regulations was published for comment in the Canada Gazette, Part I on
October 10, 1998, and the Canadian Nuclear Safety Commission
Rules of Procedure were similarly published on February 13,
1999. Changes have been made to the draft version of the RIAS,
regulations and rules based on comments received during the
consultation phase.
Le présent Résumé de l’étude d’impact de la réglementation
(RÉIR) se rapporte aux règlements et aux règles pris aux termes
de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Une version provisoire de neuf règlements techniques a été publiée aux
fins de commentaires dans la Gazette du Canada Partie I le
10 octobre 1998, tout comme les Règles de procédures de la
Commission canadienne de sûreté nucléaire, qui ont paru le
13 février 1999. La version provisoire du RÉIR, les règles et les
règlements ont été modifiés à partir des commentaires recueillis
au cours de la période de consultation.
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1
2
3
4
C.R.C., c. 365
SOR/83-740
SOR/88-243
SOR/83-77
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1
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3
4
C.R.C., ch. 365
DORS/83-740
DORS/88-243
DORS/83-77
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Nuclear activities in Canada are regulated by the Atomic Energy Control Board (AECB) under the Atomic Energy Control Act
(AEC Act) of 1946. These activities are carried out by approximately 3,700 licensees and occur, for example, in power and research reactors, uranium mines and mills, accelerators, waste
management facilities, nuclear medicine, packaging and transport
of radioactive materials, industrial gauges and research involving
radioisotopes. The AEC Act is out of date in many significant
areas and to correct the situation, Parliament passed the NSC Act
on March 20, 1997. This new legislation is intended to come into
force when new regulations, based on the powers set out in the
NSC Act, have been finalized. This will allow continuation of the
regulatory system administered by the AECB. Under the provisions of the NSC Act, the AECB will be replaced by the Canadian
Nuclear Safety Commission (CNSC) and, with the exception of
the ex officio position on the Board, the members and staff of the
AECB will become the members and staff of the CNSC.
In order to simplify the transition to the new regulatory system
under the NSC Act, the AECB has minimized the number of substantive changes in the new regulations. For the most part, the
new regulations consist of the requirements in the AEC Act,
AEC Regulations and licence conditions, but in a format compatible with the NSC Act. These unchanged requirements are not
discussed in this document. Some new regulatory requirements
have been added and these are discussed in detail below.
Under the AEC Act, the technical requirements are specified in
the Atomic Energy Control Regulations, the Transport Packaging
of Radioactive Materials Regulations and the Uranium and Thorium Mining Regulations. Under the NSC Act, these requirements
are specified in nine regulations, each of which is described separately in section 3 below. Where significant changes are made,
the alternatives, costs and benefits of the changes are described
under the specific regulation. Consultation and compliance issues
that are common to all of the new regulations are addressed in
sections 5 and 6, rather than under each separate regulation. Consultations on a specific issue however, are described in the section
dealing with the issue.
The regulations continue the practice of allowing licensees
considerable flexibility in how they comply with the requirements. With some exceptions, such as the dose limits, transport
packaging and licence exemption criteria for certain devices, the
regulations do not specify in detail the criteria that will be used in
assessing a licence application or judging compliance. The regulations provide licence applicants with general performance criteria and lists of information that they must supply. If the information is acceptable, it may be referenced in the licence, thus making it a legal requirement for the licensee in question. This approach to nuclear regulation is consistent with the practice followed to date in Canada.
The CNSC intends to continue the use of regulatory documents
to inform applicants of its regulatory expectations. Not all documents have been completed but those with an immediate or significant impact on licensees’ operations have been identified.
High priority has been given to their completion and many have
been approved or have been published in draft form for comments. Those that are unavailable are expected in the near future
and where necessary, their lack is addressed in the CNSC’s plan
for transition to the new regulatory regime. During development
La Commission de contrôle de l’énergie atomique (CCEA) réglemente toutes les activités nucléaires au Canada aux termes de
la Loi sur le contrôle de l’énergie atomique (LCEA) de 1946.
Environ 3 700 titulaires de permis exercent ces activités dans les
domaines suivants : réacteurs de puissance ou de recherche, mines ou installations de concentration d’uranium, accélérateurs,
installations de gestion des déchets, médecine nucléaire, emballage et transport de matières radioactives, utilisation d’instruments industriels calibrés et recherche impliquant des radioisotopes. La LCEA étant périmée dans nombre de domaines importants, le Parlement a adopté le 20 mars 1997 la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN). La nouvelle loi entrera en vigueur lorsque ses règlements d’application seront complétés, assurant ainsi la continuité du régime de réglementation
administré par la CCEA. Aux termes de la LSRN, la CCEA sera
remplacée par la Commission canadienne de sûreté nucléaire
(CCSN) et, à l’exception du poste de membre d’office de la
Commission, les commissaires et le personnel de la CCEA passeront au service de la CCSN.
Afin de simplifier la transition au nouveau régime de réglementation de la LSRN, la CCEA a réduit au minimum le nombre
de changements réglementaires significatifs apportés à la nouvelle
réglementation, qui reprend essentiellement les exigences, les
règlements et les conditions de permis stipulées dans la LCEA, et
les rend compatibles avec la LSRN. Nous n’aborderons pas ici les
exigences réglementaires qui demeurent inchangées, mais nous
expliquerons en détail celles qui viennent s’ajouter.
Aux termes de la LCEA, les exigences techniques étaient
énoncées dans le Règlement sur le contrôle de l’énergie atomique, le Règlement sur l’emballage des matières radioactives destinées au transport et le Règlement sur les mines d’uranium et de
thorium. Aux termes de la LSRN, ces exigences figurent dans
neuf règlements, décrits plus loin à la rubrique 3. Lorsque des
modifications importantes ont été apportées, les coûts et les
avantages qui en découlent ainsi que les solutions de rechange qui
ont été envisagées sont décrites. Les questions de consultation et
de conformité communes à tous les nouveaux règlements sont
traitées aux rubriques 5 et 6. Par contre, les consultations entreprises sur une question particulière sont rapportées dans la rubrique qui s’y rattache.
Les règlements continuent de laisser aux titulaires de permis
une souplesse considérable quant à la façon de satisfaire aux exigences. Mises à part quelques exceptions comme les limites de
dose, l’emballage destiné au transport et les critères d’exemption
de permis pour certains appareils, ils ne précisent pas en détail les
critères qui serviront à l’évaluation d’une demande de permis ou
de la conformité au règlement. Ils indiquent aux demandeurs de
permis les critères généraux de rendement et les renseignements
qu’ils doivent fournir. Si les renseignements fournis sont jugés
acceptables, ils pourront être cités au permis, devenant ainsi exigence légale pour ce titulaire de permis. Cette approche de la
réglementation nucléaire est conforme aux pratiques courantes au
Canada.
La CCSN souhaite continuer d’utiliser les documents d’application de la réglementation pour informer les demandeurs de
permis de ses attentes en matière de réglementation. Ces documents ne sont pas entièrement achevés, mais tous ceux qui ont
une incidence directe ou importante sur les activités des titulaires
de permis ont été cernés. Plusieurs documents, qui font l’objet
d’une attention prioritaire, ont déjà été soit approuvés, soit publiés
en version provisoire aux fins de commentaires. Les documents
qui ne sont pas achevés sont attendus dans un proche avenir et,
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of each regulatory document, the CNSC is committed to extensive consultation on all aspects of the document and the Act provides an opportunity for those affected by CNSC actions to be
heard by the Commission.
s’il y a lieu, leur absence sera compensée dans le plan de transition au nouveau régime de réglementation de la CCSN. L’élaboration de chacun des documents d’application de la réglementation continuera d’être le résultat de vastes consultations effectuées
par la CCSN, et la LSRN permet aux personnes touchées par les
mesures envisagées d’être entendues par la Commission.
2. Alternatives to New Regulations
2. Solutions envisagées
Since the nuclear regulatory control system must function after
the transition from the AEC Act to the NSC Act, new compatible
regulations must be issued simultaneously with the introduction
of the new NSC Act to allow the scheme to operate. Therefore,
there are no alternatives to passage of new regulations.
Puisque le régime de réglementation nucléaire doit être mis en
application après la transition de la LCEA à la LSRN, les règlements d’application de la LSRN doivent être prêts au moment de
l’entrée en vigueur de la LSRN. Il n’y a donc pas d’autre solution
que d’adopter les nouveaux règlements.
3. Regulatory Initiatives
3. Initiatives en matière de réglementation
This section describes the significant new requirements of the
regulations together with their impact on licensees and the significant changes that were made to the regulations as a result of
comments received following publication in the Canada Gazette,
Part I. Many changes were also made to improve clarity but these
are not described in this document unless they had a significant
effect on the requirements.
Cette section fait état des exigences significatives contenues
dans les nouveaux règlements, de leurs conséquences pour les
titulaires de permis ainsi que des changements notables apportés
aux règlements à partir des commentaires qui ont suivi la publication des projets de règlement dans la Gazette du Canada Partie I. Plusieurs modifications ont aussi été apportées par souci de
clarté, mais elles ne sont pas mentionnées ici si elles n’ont pas de
conséquences notables sur les exigences.
3.1 General Nuclear Safety and Control Regulations
3.1 Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires
The General Nuclear Safety and Control Regulations contain
the general requirements that apply to all licensees. They consist
primarily of the regulatory requirements contained in the
AEC Regulations and licence conditions. They also continue the
exemption for naturally occurring radioactive materials that have
not been associated with the development, production or use of
nuclear energy. As authorized by the NSC Act, a requirement to
provide information on any proposed financial guarantees has
been added. Except for section 12 as described below, there were
no major changes to these Regulations as a result of comments
received following publication in the Canada Gazette, Part I.
Le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires renferme les exigences générales qui s’appliquent à tous
les titulaires de permis. Il contient principalement les exigences
actuellement prévues au Règlement sur le contrôle de l’énergie
atomique et aux conditions de permis. Il maintient aussi
l’exemption accordée relativement aux matières radioactives naturelles qui ne sont pas associées au développement, à la production ou à l’utilisation d’énergie nucléaire. En conformité avec la
LSRN, il est dorénavant requis de fournir des renseignements sur
toute garantie financière proposée. À l’exception de l’article 12
(explications ci-dessous), le règlement n’a subi aucune modification importante à la suite de commentaires reçus après sa publication dans la Gazette du Canada Partie I.
3.1.1 Financial Guarantees
Under the AEC Act and Regulations, only a few licensees
were required to provide financial assurances for decommissioning and waste management. A possible consequence of this was the costs associated with these activities
would fall on the taxpayer if the licensee had not set aside
sufficient funds for their completion. To address this, subsection 24(5) of the NSC Act provides the CNSC with the
authority to include a licence condition requiring financial
guarantees in a form that is acceptable to the Commission.
The financial guarantees section of the NSC Act is being
implemented by regulations requiring licence applicants to
provide information on proposed financial guarantees and
to describe their plans for decommissioning and waste
management at the end of the life of the nuclear facility.
The estimated costs of these plans and the financial guarantees proposed to cover these costs will be reviewed by
the Commission. The resulting requirements would be imposed by licence condition.
The regulations permit substantial flexibility in the ways
that licensees can meet the financial requirements. Options
acceptable to the Commission are described in a draft
regulatory document.
3.1.1 Garanties financières
Aux termes de la LCEA et de ses règlements, seuls quelques-uns des titulaires de permis étaient tenus de fournir
des assurances financières en prévision du déclassement de
leurs installations et de la gestion de leurs déchets. Or, il
pourrait en résulter que ce fardeau financier retombe sur les
épaules des contribuables dans le cas où les titulaires de
permis n’auraient pas réservé les sommes suffisantes pour
achever ces travaux. Pour régler ce problème, le paragraphe 24(5) de la LSRN stipule que la CCSN peut assortir un
permis d’une condition exigeant une garantie financière
sous une forme qu’elle juge acceptable. L’article relatif aux
garanties financières de la LSRN est mis en application par
le biais du règlement selon lequel le demandeur de permis
doit décrire ses garanties financières et ses plans de déclassement et de gestion des déchets à la fin de la vie utile de
l’installation nucléaire. La CCSN examinera les coûts estimés de ces plans et les garanties financières proposées. Les
exigences découlant de cette analyse seraient imposées
comme conditions du permis.
Le règlement est très souple quant à la façon dont le titulaire de permis peut satisfaire aux exigences financières.
Les options que la CCSN juge acceptables sont décrites
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2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
(a) Alternatives to Financial Guarantees
It was clearly the intent of Parliament to authorize the
CNSC to require financial guarantees, and consequently,
the consideration of alternatives does not apply.
(b) Costs
Licensees have always been responsible for the costs associated with decommissioning their facilities. Therefore, the
cost resulting from the application of subsection 24(5) of
the NSC Act is limited to the incremental cost of providing
a financial guarantee. Financial guarantees are already required under the Uranium and Thorium Mining Regulations so for these licensees, there are no incremental costs.
There will be several types of mechanisms that a licensee
may use to satisfy the CNSC requirement for a financial
guarantee, but there are factors outside the control of the
CNSC that can significantly affect the cost of providing a
financial guarantee. The most important of these factors is
the willingness of governments (federal and provincial) to
underwrite the decommissioning costs of facilities they
own or that operate within the province. Depending on
these decisions, the cost of financial guarantees could range
from zero if there is a commitment from government to
millions of dollars in the case of major facilities with high
decommissioning costs. It is therefore difficult to estimate
the actual financial impact of this requirement.
The AECB is currently reviewing the comments received
on the draft regulatory document on financial guarantees.
Until this document is finalized and until other decisions
are made, in particular those referred to above, it will not
be possible to estimate with any degree of accuracy, the
total cost resulting from implementing subsection 24(5) of
the NSC Act. For this reason, no costs are included in this
document.
(c) Benefits
Requiring financial guarantees will reduce the risk that taxpayers will eventually have to pay the decommissioning
costs.
3.1.2 Obligations of Licensees
In the version of the regulations published in the Canada
Gazette, Part I, subsection 12(2) required licensees to take
certain actions, such as conducting a test or modifying
equipment, when requested to do so by the Commission. It
was pointed out that these requests were in effect the same
as orders under section 35 of the NSC Act, without the appeal mechanisms provided by the Act. Subsection 12(2) of
the regulations has been changed to require only that licensees provide a response to a request from the Commission
within the time period specified. A request will therefore
not have the effect of an order.
dans une version provisoire d’un document d’application
de la réglementation.
a) Solutions de rechange aux garanties financières
Le Parlement avait clairement l’intention d’autoriser la
CCSN à exiger des garanties financières. Aucune solution
de rechange n’a donc été envisagée.
b) Coûts
Le titulaire de permis a toujours été responsable des coûts
relatifs au déclassement de ses installations. Le coût résultant de l’application du paragraphe 24(5) de la LSRN est
donc limité au coût additionnel de la garantie financière.
Des garanties financières sont déjà exigées aux termes du
Règlement sur les mines d’uranium et de thorium. Par conséquent, les titulaires de permis concernés n’auront pas à
engager de coûts additionnels. Un titulaire de permis aura
le choix parmi plusieurs mécanismes pour satisfaire aux
exigences de garantie financière de la CCSN. Il existe cependant des facteurs hors du contrôle de la CCSN qui peuvent affecter le coût d’une garantie financière, le principal
étant le consentement des pouvoirs publics (fédéraux et
provinciaux) de soutenir financièrement les coûts de déclassement des installations qu’ils possèdent ou qui sont
exploitées dans leur province. Selon ces décisions, le coût
des garanties financières pourrait varier entre zéro, s’il y a
engagement gouvernemental, et plusieurs millions de dollars dans le cas d’installations importantes dont les coûts de
déclassement sont élevés. Il est donc difficile d’estimer
l’ampleur des répercussions financières de cette exigence.
La CCEA étudie actuellement les commentaires recueillis
sur la version provisoire d’un document d’application de la
réglementation traitant des garanties financières. Il sera impossible d’estimer avec précision le coût total que représente la mise en application du paragraphe 24(5) de la
LSRN tant que ce document ne sera pas achevé et que
d’autres décisions n’auront pas été prises, notamment celles
qui sont mentionnées plus haut. C’est pour cette raison que
les coûts ne figurent pas ici.
c) Avantages
En imposant des garanties financières, on réduit considérablement le risque pour les contribuables d’avoir à payer les
coûts de déclassement.
3.1.2 Obligations du titulaire de permis
Le paragraphe 12(2) de la version du règlement publiée
dans la Gazette du Canada Partie I stipulait que, sur demande de la Commission, le titulaire de permis est tenu de
prendre certaines mesures comme la mise à l’essai ou la
modification d’équipement. Il est apparu qu’une telle demande est, en fait, identique à l’ordre mentionné à l’article 35 de la LSRN, sans les mécanismes d’appel que prévoit la loi. On a donc modifié le paragraphe 12(2) du règlement de façon à exiger du titulaire de permis uniquement une réponse à la demande de la Commission dans le
délai donné. Une demande n’aura donc plus l’effet d’un ordre.
3.2 Radiation Protection Regulations
3.2 Règlement sur la radioprotection
These Regulations contain the radiation protection requirements and as such, they apply to all licensees and others who fall
within the mandate of the Commission. Medical doses, doses to
caregivers who do not do this as a profession and doses to
Ce règlement stipule les exigences en matière de radioprotection et, à ce titre, il s’applique à tous les titulaires de permis et
autres organismes assujettis à la réglementation de la CCSN. Les
doses médicales, les doses reçues par les bénévoles qui dispensent
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
volunteers in biomedical research are specifically excluded from
the regulations.
As a result of comments received following publication in the
Canada Gazette, Part I, changes were made to the definitions in
sections 1 and 12 and to the application of ALARA (as low as
reasonably achievable) in paragraph 4(a) to improve clarity and
make these Canadian requirements consistent with international
practice.
The Radiation Protection Regulations represent regulatory requirements under the AEC Act with revised dose limits and the
addition of action levels.
3.2.1 New Dose Limits
The dose limits in most countries are based on the recommendations of the International Commission on Radiation
Protection (ICRP). Using the most recent data on the effects of radiation, the ICRP recommended lowering the
dose limits in 1991 as follows:
— for nuclear energy workers, from 50 millisievert*
(mSv)/year to 100 mSv for five years (i.e., an average
of 20 mSv/year);
— for pregnant nuclear energy workers, from 10 mSv/year
to 2 mSv/year; and
— for members of the public, from 5 mSv/year to
1 mSv/year.
Except for pregnant workers as described below, the new
regulations reflect these recommendations.
* A millisievert is the unit used to measure the dose
equivalents from different types of radiation. Typically,
Canadians receive between 2 and 3 mSv per year from
background radiation.
In July 1991, the AECB published consultative document
C-122, which contained the basic proposal for reduction of
the dose limits. Based on the comments received, it was
clear that the dose limit for pregnant workers required special consideration since it was a significant decrease from
existing practice and could affect employment opportunities for women in the nuclear industry. In 1992, a series of
eight workshops was held across Canada specifically on the
topic of dose limits for pregnant workers. A total of
338 persons attended the meetings and based on these consultations and a thorough review of the risks of radiation,
the maximum effective dose to the worker during the period of the pregnancy was set at 4 mSv in the new regulations. The new regulations also require licensees to take
any measure that does not constitute undue hardship to the
licensee, to continue to employ the pregnant worker and
meet the dose limit. In 1997, the ICRP also recognized the
possibility of employment discrimination and as a result,
stated that its recommended dose limit for pregnant workers should not be interpreted too rigidly.
Since 1992, the AECB has consulted extensively with the
nuclear industry and the Canadian public on the issue of
implementing ICRP 60 recommendations as the standard
for the Canadian dose limits. The AECB has also been
working closely with workers and the industry to lower exposures and thus make introduction of the proposed dose
limits less of a burden.
1146
des soins et les doses administrées aux volontaires qui collaborent
à la recherche biomédicale sont expressément exclues du règlement.
Les définitions des articles 1 et 12 et l’application du principe
ALARA (le niveau le plus faible qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre) du paragraphe 4a) ont été modifiées en fonction
des commentaires qui ont suivi la publication du règlement dans
la Gazette du Canada Partie I afin de les rendre plus claires et
d’harmoniser les exigences canadiennes avec les pratiques internationales.
À l’exception des nouvelles limites de dose et des nouveaux
seuils d’intervention, le Règlement sur la radioprotection reprend
les exigences réglementaires de la LCEA.
3.2.1 Nouvelles limites de dose
Dans la plupart des pays, les limites de dose sont fondées
sur les recommandations de la Commission internationale
de protection radiologique (CIPR). D’après les données les
plus récentes sur les effets des rayonnements, la CIPR a recommandé en 1991 que ces limites soient réduites et passent :
— pour le travailleur du secteur nucléaire, de 50 mSv* par
année à 100 mSv pour cinq ans (soit une moyenne de
20 mSv par année);
— pour la travailleuse enceinte du secteur nucléaire, de
10 à 2 mSv;
— pour le public, de 5 à 1 mSv par année.
Les nouveaux règlements reflètent ces recommandations,
sauf en ce qui concerne la travailleuse enceinte.
* Un millisievert est l’unité de mesure la plus communément utilisée pour évaluer les doses équivalentes des
différents types de rayonnement. En général, un Canadien reçoit entre 2 et 3 mSv par année de rayonnement
naturel.
En juillet 1991, la CCEA publiait le document de consultation C-122, qui contenait la proposition de base pour la réduction des limites de doses. À la lumière des commentaires reçus, il était clair qu’il fallait accorder une attention
particulière à la limite de dose pour la travailleuse enceinte
puisqu’il s’agissait d’une diminution importante par rapport
à la pratique existante et que cette mesure pouvait avoir des
répercussions sur les perpectives d’emploi des femmes
dans l’industrie nucléaire. En 1992, 338 personnes ont participé à huit ateliers organisés partout au Canada sur ce sujet particulier de la limite de dose pour la travailleuse enceinte. À la suite de ces consultations et d’un examen complet des risques du rayonnement, la dose maximale efficace
pour la travailleuse enceinte a été fixée dans le nouveau règlement à 4 mSv. Le nouveau règlement exige aussi du titulaire de permis qu’il prenne toutes les mesures qui ne représentent pas pour lui des contraintes excessives afin de
garder la travailleuse enceinte comme employée tout en
respectant la limite de dose fixée. En 1997, ayant également reconnu la possibilité de discrimination dans l’emploi,
la CIPR a par la suite déclaré que la limite de dose recommandée pour la travailleuse enceinte ne devrait pas être interprétée de façon trop rigoureuse.
Depuis 1992, la CCEA mène de vastes consultations auprès
des représentants de l’industrie nucléaire et du public canadien au sujet de l’adoption des recommandations de la
CIPR (Publication 60) à titre de norme visant les limites de
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
(a) Alternatives to New Dose Limits
The ICRP recommendations are becoming the world standard for radiation exposure. These values represent a risk
level that is recognized as “acceptably low” by the international scientific community, and there is no sound rationale
to adopt different limits, with the exception of the pregnant
worker dose limit described above.
(b) Costs
The proposal to reduce the dose limits for workers has been
under discussion since the publication of AECB consultative document C-122 in 1991. To avoid problems associated with dose averaging, this document proposed a dose
limit of 20 mSv/year for workers in the nuclear energy industries. In the same year, an AECB-funded study by PriceWaterhouse concluded the costs associated with this lower
limit would be very significant, increasing overall costs by
approximately 17ÿ for reactor operations and 4ÿ for mining operations. Since then, a number of changes have occurred that have convinced the AECB that the flexibility of
the ICRP’s five-year limit should be introduced in Canada.
These changes include modification of the National Dose
Registry to accommodate averaging and reductions in the
average exposure of Canadian workers.
In 1997, Health Canada reported that for the five-year period ending in 1995, no nuclear worker at a reactor site received a dose that exceeded 100 mSv. Therefore, the new
dose limit should have no significant effect on reactor operations or costs. For the uranium mining industry during
the same five-year period, 72 underground miners and support workers from a total of 1,485 in these categories exceeded 100 mSv by an average of 22ÿ. During the 10-year
period ending in 1995, the average dose for these categories
decreased by approximately 4ÿ per year and if this trend
continues, the excess should be eliminated within several
years. A preliminary analysis by Health Canada of the dosimetry data for 1998 indicates that no reactor or mining
worker received a dose that exceeded 20 mSv/year as compared with 9 reactor workers and 37 mining workers who
exceeded that limit in 1997.
For both reactor and mining licensees, some new costs will
be associated with increased surveillance caused by the
new dose limits and averaging. Some greater attention will
need to be paid to work scheduling and dose monitoring to
reduce exposures. The incremental cost is estimated to be
less than $200,000 annually for all reactor licensees. Based
on information from the mining industry, the annual incremental costs will be approximately $100,000 per mining
facility for a total industry cost estimated to be $600,000
per year.
Thirty-seven from a total of 3,444 industrial radiographers
received a dose that exceeded 100 mSv during the five-year
period ending in 1995. The average dose for the 37 workers
must be decreased by 40ÿ using a combination of retraining, better supervision, rearranged workloads, and better
use of time, distance and shielding. Reducing by an average
of 40ÿ the dose received by 1ÿ of the workers in this industry is estimated to cost $200,000 per year.
The new public dose limits will result in a number of licensees’ staff being designated as nuclear energy workers who
were not considered atomic radiation workers under the
AEC Act. Data from the National Dose Registry shows
that, approximately 6,000 workers received doses between
dose au Canada. La CCEA a également collaboré étroitement avec les travailleurs et l’industrie afin de diminuer les
expositions pour ainsi faciliter l’instauration des limites de
dose proposées.
a) Solutions de rechange aux nouvelles limites de dose
Les recommandations de la CIPR sont en train de
s’imposer comme norme mondiale en matière d’exposition
aux rayonnements. Ces valeurs représentent ce que la
communauté scientifique internationale considère comme
un niveau de risque « assez faible pour être acceptable » et,
sauf en ce qui concerne la travailleuse enceinte tel
qu’expliqué plus haut, il n’y a aucune raison valable
d’adopter des limites différentes.
b) Coûts
La proposition visant à abaisser la limite de dose des travailleurs a fait l’objet de discussions depuis la publication
en 1991 du document de consultation C-122 de la CCEA.
Pour éviter les problèmes liés à l’utilisation d’une dose
moyenne, ce document préconisait un maximum de 20 mSv
par année pour le travailleur des industries utilisant
l’énergie nucléaire. Au cours de la même année, à la suite
d’une étude financée par la CCEA, Price-Waterhouse a
conclu que les coûts de cette réduction de la limite de dose
seraient très élevés puisqu’ils se traduiraient par une augmentation des coûts globaux d’environ 17 ÿ pour les centrales nucléaires et de 4 ÿ pour les mines d’uranium. Depuis, un certain nombre de changements, comme les modifications apportées au Fichier dosimétrique national pour
permettre l’utilisation de doses moyennes et incorporer la
réduction de l’exposition moyenne du travailleur canadien,
ont convaincu la CCEA que la souplesse de la limite de
cinq ans de la CIPR méritait d’être introduite au Canada.
En 1997, Santé Canada a rapporté que, pour la période de
cinq ans se terminant en 1995, aucun travailleur de centrale
nucléaire n’avait été soumis à un rayonnement de plus de
100 mSv. La nouvelle limite ne devrait donc pas affecter
les opérations ou les coûts des centrales de façon notable.
Pour la même période dans l’industrie minière de l’uranium, 72 mineurs de fond et travailleurs auxiliaires sur un
total de 1 485 ont reçu plus de 100 mSv dans 22 ÿ des cas.
Pendant la période de dix ans se terminant en 1995, la dose
moyenne pour ces catégories a diminué d’environ 4 ÿ par
année et, si cette tendance se maintient, le dépassement devrait être éliminé d’ici à plusieurs années. Une analyse préliminaire des données dosimétriques réalisée par Santé
Canada pour 1998 indique qu’aucun travailleur de centrale
ou de mine n’a reçu de dose supérieure à 20 mSv par an
alors qu’en 1997, cette limite avait été dépassée dans le cas
de neuf travailleurs de centrale et de 37 mineurs.
Les titulaires de permis de centrales et de mines devront
exercer une surveillance accrue quant aux nouvelles limites
de dose et au calcul de la moyenne et porter plus
d’attention à l’établissement des horaires de travail et à la
surveillance des doses afin de réduire les expositions. On
estime à moins de 200 000 $ par année pour l’ensemble des
titulaires de permis de centrales le coût additionnel qui sera
associé à ces mesures. Des renseignements recueillis auprès
des industries minières indiquent qu’elles devront pour leur
part envisager des coûts d’environ 100 000 $ pour chacune
des installations, pour un coût total estimé à 600 000 $ par
année.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
1 mSv and 5 mSv during 1997. People occupying these positions will have to be notified that they are nuclear energy
workers and provided with information about the risks of
radiation. This information can be obtained from sources
such as the CNSC and the International Atomic Energy
Agency (IAEA). The majority of affected licensees are involved with power reactors or uranium mining, and in such
cases, programs and procedures already exist for their
atomic radiation workers. Incremental costs therefore
should be minimal. Approximately 1,000 licensees primarily involved with medical or research uses will have to establish a notification program. The average cost per licensee is estimated to be $1,000. The one-time cost to the industry is therefore estimated to be $1 million.
(c) Benefits
The basic benefit from lower dose limits is the reduced risk
to workers and members of the public from radiation resulting from the nuclear industry. This will make Canada’s
dose limits consistent with international standards. Providing nuclear energy workers with information about radiation protection and risks will tend to reduce exposures.
3.2.2 Action Levels
An action level is a specific dose or other parameter which,
if reached, may indicate a partial loss of control of the radiation protection program. The General Nuclear Safety
and Control Regulations require applicants to submit information on any action level they use or propose to use. If
an action level is referred to in a licence, the Radiation
Protection Regulations require the licensee to investigate,
take appropriate actions and notify the Commission when
an action level is exceeded.
The establishment of action levels is consistent with the
recommendations of the ICRP. Most major licensees have
action levels, but they may be identified as reference levels,
investigation levels, etc. Reporting when one of these levels
is exceeded was not a regulatory requirement under the
AEC Act or Regulations.
1148
Chez les opérateurs de gammagraphie, 37 travailleurs sur
un total de 3 444 ont reçu des doses dépassant 100 mSv
pendant cette même période de cinq ans se terminant en
1995. La dose moyenne pour ces travailleurs devrait donc
diminuer de 40 ÿ grâce à l’effet combiné des mesures suivantes : perfectionnement des connaissances, amélioration
de la supervision, réaménagement des horaires et utilisation
efficace du temps, de la distance et du blindage. La hausse
des coûts correspondant à une réduction en moyenne de
40 ÿ de la dose pour 1 ÿ des travailleurs de cette industrie
ne devrait pas se chiffrer à plus de 200 000 $.
En raison des nouvelles limites de dose pour le public, un
grand nombre de personnes employées par des titulaires de
permis seront désignées comme travailleurs de l’industrie
nucléaire alors qu’aux termes de la LCEA ces personnes
n’étaient pas considérées comme travailleurs sous rayonnements. Les données du Fichier dosimétrique national
montrent qu’environ 6 000 travailleurs ont reçu en 1997
des doses variant entre 1 mSv et 5 mSv. Les personnes qui
occupaient ces postes devront être informées qu’elles sont
dorénavant considérées comme des travailleurs de l’industrie nucléaire et devront recevoir de l’information sur les
risques de l’exposition aux rayonnements. On peut obtenir
cette information à la CCSN et à l’Agence internationale de
l’énergie atomique (AIEA). Comme la majorité des titulaires de permis concernés appartiennent au secteur des centrales nucléaires ou à celui des mines d’uranium, ils possèdent déjà des programmes et des procédures visant leurs
travailleurs sous rayonnements. Les coûts supplémentaires
associés à cette mesure devraient donc être mineurs. Environ 1 000 titulaires de permis, notamment dans les secteurs
de la médecine et de la recherche, devront mettre sur pied
un programme de notification dont le coût moyen est estimé à 1 000 $ par titulaire de permis. On prévoit donc que
l’industrie aura à assumer un coût ponctuel d’environ
1 million de dollars.
c) Avantages
Le principal avantage des nouvelles limites de dose est de
réduire les risques d’exposition aux rayonnements pour les
travailleurs et les membres du public provenant de
l’industrie nucléaire. Les limites de dose en vigueur au
Canada seront dorénavant conformes aux normes internationales. De plus, les expositions devraient être diminuées
grâce à l’information qui sera distribuée aux travailleurs du
secteur de l’énergie nucléaire au sujet de la radioprotection
et des risques reliés aux rayonnements.
3.2.2 Seuils d’intervention
Un seuil d’intervention peut être une dose particulière ou
un autre paramètre qui, une fois atteint, pourrait indiquer la
perte de contrôle d’une partie du programme de radioprotection. Le Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires exige que le demandeur présente des
renseignements sur les seuils d’intervention qu’il utilise ou
se propose d’utiliser; si un seuil d’intervention indiqué dans
un permis est dépassé, le Règlement sur la radioprotection
exige que le titulaire de permis fasse enquête, prenne les
mesures voulues et avise la Commission.
L’établissement de seuils d’intervention correspond aux recommandations de la CIPR. La plupart des titulaires de
permis importants possèdent déjà des seuils d’intervention,
parfois désignés sous le nom de seuils de référence,
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(a) Alternatives to Action Levels
One alternative to action levels is to allow licensees to delay any response to an anomaly until a regulatory limit is
reached, thus increasing the risk that a person may be exposed to doses in excess of the limits before the problem is
identified and corrected. This is not considered acceptable
in protecting persons and the environment.
Allowing licensees complete flexibility in the establishment
of action levels and in notification to the CNSC has been
effective for some licensees but such flexibility is not considered acceptable for the industry as a whole.
(b) Costs
Most licensees already have established levels and take actions before regulatory limits are reached, so no major costs
are anticipated. Some additional documentation and reporting may be necessary, but the associated incremental
costs per licensee are not considered to be significant
(i.e., approximately $100,000 per year for all licensees).
(c) Benefits
By taking action before regulatory limits are reached, the
frequency and severity of noncompliance with regulatory
limits will be minimized.
niveaux d’investigation, etc. La LCEA et ses règlements ne
prévoyaient pas que le titulaire de permis soit tenu de signaler le dépassement de ces seuils.
a) Solutions de rechange aux seuils d’intervention
Une solution de rechange serait de permettre au titulaire de
permis de reporter tout rapport d’anomalie tant que la limite réglementaire n’est pas atteinte. Or, cette solution
augmente le risque qu’une personne soit exposée à des doses supérieures aux limites avant que le problème ne soit
identifié et corrigé, ce qui n’est pas jugé acceptable lorsqu’il s’agit d’assurer la protection des personnes et de
l’environnement.
Une entière flexibilité dans l’établissement des seuils
d’intervention et des rapports à communiquer à la CCSN
convient à certains titulaires de permis, mais n’est pas jugée
acceptable pour l’industrie dans son ensemble.
b) Coûts
La plupart des titulaires de permis établissent déjà des
seuils d’intervention et prennent des mesures avant que les
limites réglementaires ne soient atteintes. Cette initiative ne
devrait donc pas entraîner de coûts importants. Il pourrait
être pertinent d’ajouter de la documentation et des rapports,
mais le coût supplémentaire par titulaire de permis ne sera
pas élevé (ex. : environ 100 000 $ par année pour l’ensemble des titulaires de permis.)
c) Avantages
Lorsque des mesures sont prises avant que les limites réglementaires ne soient atteintes, les cas de non-conformité
sont moins fréquents et moins graves.
3.3 Class I Nuclear Facilities Regulations
3.3
The Atomic Energy Control Regulations include reactors, particle accelerators, uranium processing plants and waste management facilities in the definition of “nuclear facilities.” Under the
NSC Act, the definition has been expanded to include those plants
that possess, process or use large quantities of radioactive material because their level of risk falls within the range of other nuclear facilities. Since the licensing criteria vary significantly for
this expanded list of nuclear facilities, it was decided to separate
the group of licensees into two classes of facilities that better reflect their operations and the risks associated with them. Class II
nuclear facilities therefore consist of low-energy particle accelerators and equipment containing only sealed sources because of
the lower risk these types of facilities represent.
La définition d’« installation nucléaire » figurant dans le Règlement sur le contrôle de l’énergie atomique désigne les réacteurs, les accélérateurs de particules, les usines de traitement
d’uranium et les installations de gestion des déchets. Aux termes
de la LSRN, cette définition a été élargie pour inclure les usines
qui possèdent, traitent ou utilisent de grandes quantités de matière
radioactive, car leur seuil de risque est semblable à celui d’autres
installations nucléaires. Puisque les critères menant à l’obtention
du permis varient considérablement entre les installations nucléaires apparaissant sur cette nouvelle liste élargie, ces installations
ont été regroupées en deux catégories, qui reflètent mieux leurs
activités et les risques qu’elles représentent. Dans la catégorie II
se trouvent réunis les accélérateurs de particules à faible énergie
et les équipements n’utilisant que des sources scellées, vu le
moindre risque que représente ce type d’installation.
Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, qui
précise les exigences applicables aux grandes installations comme
les centrales, les accélérateurs à haute énergie et les usines de
traitement d’uranium, reprend essentiellement les termes de la
LCEA, de ses règlements et des conditions de permis. Nous décrirons plus loin l’effet du nouveau règlement, en ce qui a trait au
renouvellement de l’accréditation des opérateurs et aux usines de
traitement d’uranium ou aux grandes usines de traitement des
radio-isotopes, qui font partie des installations nucléaires de catégorie I.
La seule modification importante apportée à ce règlement à la
lumière des commentaires reçus à la suite de la publication dans
la Gazette du Canada Partie I a trait à la subdivision des installations nucléaires de catégorie I en catégories IA et IB. Les motifs
de ce changement sont expliqués à la section 3.3.2.
The requirements specified in the Class I Nuclear Facilities
Regulations for major facilities such as reactors, high-energy accelerators and uranium processing facilities are essentially the
same as those under the AEC Act, regulations and licence conditions. The impact of the new regulations on operator recertification and uranium or large radioisotope processing plants that are
included as class I nuclear facilities, are discussed below.
The only major change to these Regulations resulting from the
comments received following publication in the Canada Gazette,
Part I concerned the subdivision of the class I nuclear facilities
into class IA and class IB. The rationale for this change is explained as part of section 3.3.2.
Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I
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3.3.1 Operator Certification
The AECB required the senior control room staff of nuclear
power reactors to pass examinations administered by the
AECB that tested their competence to operate nuclear reactors safely. Only examinations for initial certification
were required, but licensees were expected to maintain the
competence of their staff through regular training. For
some time, the AECB has considered that a mechanism for
verifying continuing competence is necessary and under the
AEC Act, it began the process by adding an expiry date to
all existing certifications.
Under the Class I Nuclear Facilities Regulations, certifications issued by the CNSC expire after five years, and in order to be recertified, senior control room staff will be required to successfully complete a continuing training program and requalification tests administered by the licensee
to demonstrate continuing competence. The licensee’s continuing training program and tests will be evaluated regularly by Commission staff.
A recertification process, which has been under discussion
with the industry for more than five years, was started under the AEC Act and Regulations. A series of meetings was
held with the power reactor operators on implementation of
a five-year recertification program. The power utilities
made presentations to the Board at its August 12, 1999,
meeting in which they expressed concern about the proposed recertification program. The Board concluded that
further consultation was necessary, and at its November 4,
1999, meeting, it received five presentations from union
and other groups representing affected workers at the three
power generation licensees. The Board confirmed the decision to implement a five-year recertification process.
(a) Alternatives to Operator Recertification
There are no alternatives to recertification to provide the
regulator with adequate assurance of continuing competency. High standards of performance are expected and as
with safety-critical jobs in other industries, a formal demonstration that those standards continue to be met is considered essential. Periodic renewal of certification is consistent with the practices in many other countries where nuclear power plants operate.
(b) Costs
It is estimated that reactor licensees will need to invest
about $500,000 in total to develop recertification training
programs for their nuclear operators. The continued management and conduct of this training are expected to require additional staff for a total cost of $350,000 per year.
Additional staff will be required at the Commission to
monitor these requalification programs conducted by the licensees. This cost, which is estimated to be approximately
$200,000 per year, is expected to be reflected in licensing
fees charged to the affected licensees. The incremental operating cost to the industry for this new regulatory requirement is therefore estimated to be $550,000 per year.
(c) Benefits
The safe operation of nuclear power plants in Canada is dependent upon highly trained and competent staff. The initial training and examination programs for senior control
room operators are comprehensive to allow the regulator to
be satisfied that staff can meet the high standards required
to perform their duties. The continuing training programs
1150
3.3.1 Accréditation des opérateurs
La CCEA a exigé que les membres supérieurs du personnel
de la salle de commande d’une centrale nucléaire passent
des examens administrés par la CCEA et ce, pour permettre
d’évaluer leur compétence à exploiter des réacteurs nucléaires en toute sûreté. Jusqu’à présent, les examens
n’étaient exigés que pour l’accréditation initiale, et il incombait au titulaire de permis de maintenir la compétence
de son personnel grâce à une formation régulière. Depuis
un certain temps, la CCEA est d’avis qu’il faut implanter
un mécanisme visant à vérifier le maintien du niveau de
compétence; ce processus a été amorcé avec la LCEA puisque toutes les accréditations existantes sont limitées par une
date d’expiration.
Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I
stipule que l’accréditation accordée par la CCSN expire
après une période de cinq ans et que, pour obtenir le renouvellement de leur accréditation, les membres supérieurs du
personnel de la salle de commande doivent suivre et réussir
un programme de formation et des examens de requalification administrés par le titulaire de permis afin de démontrer
que leurs compétences sont maintenues à niveau. La CCSN
évaluera régulièrement les programmes de formation continue et les examens utilisés par les titulaires de permis.
Un processus de renouvellement de l’accréditation, à
l’étude avec les représentants de l’industrie depuis plus de
cinq ans, a débuté sous le régime de la LCEA et de ses règlements. La mise sur pied d’un programme de renouvellement de l’accréditation de cinq ans a été l’objet d’une série de réunions tenues avec des exploitants de centrales.
Lors de la réunion de l’actuelle Commission du 12 août
1999, les services publics d’électricité ont fait des présentations dans lesquelles ils exprimaient leurs inquiétudes par
rapport au programme proposé de renouvellement de
l’accréditation. La CCSN a conclu que des consultations
supplémentaires s’imposaient et a entendu les présentations
des syndicats et d’autres groupes qui représentaient les travailleurs concernés chez les trois titulaires de permis centrales nucléaires. La CCSN a confirmé par la suite sa décision d’implanter un processus de réaccréditation de cinq
ans.
a) Solutions de rechange au renouvellement de l’accréditation
Aucune solution de rechange au renouvellement de
l’accréditation ne permettrait d’assurer un maintien adéquat
des compétences. On s’attend à ce que le rendement d’un
exploitant d’installation nucléaire satisfasse à des normes
élevées et, à l’instar d’autres industries où certains emplois
ont une grande incidence sur la sûreté, on juge essentiel
qu’il soit formellement démontré que ces normes sont respectées en permanence. Le renouvellement périodique de
l’accréditation fait partie des pratiques en vigueur dans de
nombreux pays où sont exploitées des centrales nucléaires.
b) Coûts
On estime que les titulaires de permis de centrales nucléaires devront investir environ 500 000 $ pour mettre sur pied
des cours et des programmes pour assurer le renouvellement de l’accréditation de leurs opérateurs. La gestion de la
formation et la formation elle-même pourraient exiger du
personnel supplémentaire, ce qui représente un coût de
350 000 $ par année. En outre, la CCSN aura besoin de
personnel supplémentaire pour assurer la surveillance des
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and periodic requalification tests by this new initiative will
provide confidence that operators will maintain the competence required for safe reactor operation.
programmes de renouvellement de l’accréditation des titulaires de permis, entraînant des frais supplémentaires
d’environ 200 000 $ par année, qui se refléteront dans les
droits de permis des titulaires concernés. Cette nouvelle
exigence réglementaire représentera donc pour l’industrie
des coûts supplémentaires de 550 000 $ par année.
c) Avantages
L’exploitation sûre des centrales nucléaires au Canada dépend étroitement de la compétence et de la bonne formation
de leur personnel. La formation initiale et les programmes
d’examen des membres supérieurs du personnel des salles
de commande sont exhaustifs, et la CCSN peut ainsi être
convaincue que le personnel peut satisfaire à la norme élevée de compétence nécessaire pour effectuer ses tâches. La
formation continue et les examens périodiques de renouvellement de l’accréditation apporteront l’assurance que les
opérateurs maintiennent le niveau de compétence exigé
pour une exploitation sûre des centrales nucléaires.
3.3.2 Reclassification
Based on the definition of a class I nuclear facility, the
large processors of radioactive material will become class I
nuclear facilities. They have expressed concerns that because of this new categorization, they would be subjected
to the same standards as applied to reactors which are also
class I facilities and that these standards are not commensurate with the level of risk associated with the operation of
their facilities. The AECB has provided assurances that this
will not be the case. The regulatory requirements will reflect the risk and not the classification of the facility. Alternatives to and the impact of reclassification have been discussed at a series of meetings with industry.
The uranium processing facilities have suggested that it
would be more appropriate if they were included in the
Uranium Mines and Mills Regulations rather than the
Class I Nuclear Facilities Regulations. As discussed below,
the AECB does not believe that such a change is appropriate.
The same processors of radioactive material have also
commented that these Regulations were not as clear as they
could be with respect to the application of operator certification to their facilities. To clarify the AECB’s intentions
on this matter, the definition of class I nuclear facilities has
been modified. Class I nuclear facilities have been subdivided into class IA and class IB and the text of section 9
has been modified to state that sections 9-13, which deal
with certification of persons, do not apply to class IB nuclear facilities.
(a) Alternatives to Reclassification
The AECB has undertaken an initiative to promote greater
consistency in the application of regulatory tools to all licensees, and in particular, to adjust AECB activities to relate more closely to the risk associated with each facility.
This initiative is consistent with the 1994 recommendations
of the Office of the Auditor General concerning the need
for a clearly documented regulatory strategy and formal
program evaluation. A review indicated that the risks associated with three large processors of radioactive material
and the uranium processing facilities more closely match
those of class I nuclear facilities than those associated with
radioisotope licences, uranium mines or class II nuclear facilities. Therefore, in the interest of a consistent risk-based
3.3.2 Reclassification
La définition d’une installation nucléaire de catégorie I entraînera la reclassification des grandes installations de
transformation des matières radioactives dans cette catégorie. Ces industries ont des réserves, car ces nouvelles classifications les assujettissent aux mêmes normes que les centrales nucléaires, qui sont aussi classées dans la catégorie I,
alors que leur seuil de risque n’est pas comparable. À cet
égard, elles ont reçu l’assurance de la CCEA que ce ne serait pas le cas. Les exigences réglementaires correspondront
au seuil de risque de chacun et non à la classification des
installations. Les solutions de rechange à la reclassification
et les répercussions de la reclassification ont fait l’objet de
discussions au cours d’une série de réunions tenues avec les
représentants de l’industrie.
Les représentants des installations de traitement de l’uranium estiment qu’il serait plus approprié de les régir par
l’application du Règlement sur les mines et les usines de
concentration d’uranium plutôt que du Règlement sur les
installations nucléaires de catégorie I. Or, comme il a été
expliqué plus haut, la CCEA ne croit pas qu’un tel changement est approprié.
Les mêmes installations de transformation de matières radioactives ont aussi fait observer que le règlement pourrait
mieux préciser si les dispositions visant l’accréditation du
personnel s’appliquent également à leurs installations. Pour
clarifier son intention à ce sujet, la CCEA a modifié la définition des installations nucléaires de catégorie I. Ces installations ont été subdivisées en deux catégories, soit la catégorie IA et la catégorie IB. De plus, l’énoncé de l’article 9 a été modifié pour indiquer que les articles 9 à 13 inclusivement, portant sur l’accréditation des personnes, ne
s’appliquent pas aux installations nucléaires de catégorie IB.
a) Solutions de rechange à la reclassification
La CCEA a entrepris une initiative visant à promouvoir une
plus grande uniformité dans l’application des outils de réglementation envers tous les titulaires de permis et surtout à
adapter les activités de la CCEA de façon à ce qu’elles correspondent plus étroitement aux risques associés à chacune
des installations. Cette initiative s’inscrit dans la perspective des recommandations faites en 1994 par le Bureau du
vérificateur général concernant la nécessité d’une stratégie
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approach to licensing, the proposed classification scheme is
appropriate.
An alternative to classifying the large processors as class I
nuclear facilities is to create a separate class of facility
regulations to clearly differentiate them from reactors. The
AECB has systematically reviewed each section of the
Class I Nuclear Facilities Regulations with a view to identifying any changes in regulatory requirements that would
be appropriate for a new set of regulations. The AECB
concluded that a new set of regulations would be identical
to the existing draft except for the operator certification requirement. Therefore, from a regulation drafting point of
view, another class of nuclear facility would serve no useful purpose. However, the subdivision of class I nuclear facilities into classes IA and IB permits a clearer identification of which facilities are not subject to the requirements
relating to the certification of personnel.
The uranium processing facilities have suggested that it
would be more appropriate if they were included in the
Uranium Mines and Mills Regulations. This would be a
change from their status under the AEC Act. A similar review of these Regulations also indicates that the uranium
processing facilities are more appropriately regulated under
the Class I Nuclear Facilities Regulations.
(b) Costs
The Class I Nuclear Facilities Regulations contain no
regulatory requirements other than the list of information to
be supplied with a licence application and operator recertification which was discussed previously. Consequently, the
incremental cost associated with reclassification itself will
not be significant. It is recognized, however, that certain
documentation and procedures will require updating to reflect the risk associated with these facilities. Based on data
provided by the largest processor, the incremental cost to
implement these changes for the three licensees involved is
estimated to be $275,000. Ongoing costs are estimated to
be $110,000 per year.
(c) Benefits
The benefit of the new classification scheme is greater consistency in licensing based on risk.
de réglementation clairement documentée et d’un mécanisme d’évaluation formelle du programme. Une étude de
la question a indiqué qu’en matière de risque, les trois
grandes installations de traitement de matières radioactives
et les installations de traitement de l’uranium s’apparentent
plus aux installations nucléaires de catégorie I qu’aux installations qui sont titulaires de permis de radio-isotopes,
aux mines d’uranium ou aux installations nucléaires de catégorie II. Par conséquent, le plan de classification proposé
est jugé approprié à une approche axée sur la similarité des
seuils de risque.
La classification des grandes installations de traitement de
matières radioactives comme celles de catégorie I pourrait
être remplacée par la création d’une catégorie distincte qui
établisse une distinction claire entre ces installations et les
réacteurs. Or, la CCEA a examiné systématiquement chaque article du Règlement sur les installations nucléaires de
catégorie I en tentant d’identifier toute modification des
exigences réglementaires qui pourrait constituer un nouveau règlement. La CCEA a conclu que, mis à part
l’exigence de renouvellement de l’accréditation des opérateurs, tout nouveau règlement serait identique à la version
existante. Vu sous l’angle de la rédaction des règlements, il
serait donc inutile de créer une nouvelle catégorie d’installations nucléaires. Toutefois, la subdivision des installations nucléaires de catégorie I en catégories IA et IB permet
de bien clarifier les installations nucléaires auxquelles les
exigences en matière d’accréditation du personnel ne
s’appliquent pas.
Les représentants des installations de traitement de
l’uranium estiment qu’il serait plus approprié de les soumettre au Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium, ce qui représenterait un changement par
rapport au statut qu’elles avaient en vertu de la LCEA. Un
examen similaire de ce règlement démontre que le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I est plus
approprié pour les installations de traitement de l’uranium.
b) Coûts
Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I
ne renferme pas d’exigences autre que la liste des renseignements qui doit accompagner une demande de permis et
un renouvellement d’accréditation tel qu’expliqué cidessus. Par conséquent, le coût supplémentaire associé à la
reclassification proprement dite sera négligeable. Il est cependant reconnu que certains documents et certaines procédures devront être mis à jour afin de refléter le risque associé aux installations. Selon les données communiquées
par la plus grosse installation de traitement, la CCEA estime le coût additionnel de ces modifications à 275 000 $
pour les trois titulaires concernés, et les coûts permanents à
110 000 $ par année.
c) Avantages
Le nouveau plan de classification a pour avantage de proposer une plus grande uniformité dans l’attribution de permis correspondant aux risques.
3.4 Class II Nuclear Facilities Regulations
3.4 Règlement sur les installations nucléaires de catégorie II
The Class II Nuclear Facilities Regulations specify the requirements for nuclear facilities that pose a lower risk than class I
facilities. These include low-energy accelerators, irradiators and
radiation therapy installations. These Regulations introduce new
Le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie II
prévoit les exigences pour les installations nucléaires dont le seuil
de risque est inférieur à celui des installations de catégorie I.
Il s’agit notamment des accélérateurs à basse énergie, des
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2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
requirements for servicing licences and therapy room interlocks
and the impact of these requirements is discussed below.
As a result of comments received following publication in the
Canada Gazette, Part I, changes were made to clarify that these
Regulations do not apply to diagnostic X-ray machines. Changes
were also made to the requirements for geographical logging accelerators. Since these changes reflect the requirements under the
AEC Act, they have no significant effect on licensees.
3.4.1 Servicing Licences
Many companies provide technical services to class II nuclear facility operators and to holders of nuclear substance
licences. Many of these services, such as repairs to safety
systems, are essential for the safe operation of the nuclear
facility or the safe handling of the radioactive material. The
AECB had insufficient information about, and no control
over, the work these companies perform, the training and
qualification of their staff and their quality assurance programs. This Regulation proposes to licence these service
providers where nuclear safety-related services are concerned.
(a) Alternatives to Servicing Licences
The alternative of leaving these essential safety-related
services unregulated is not considered acceptable since
these services contribute directly to the safe management of
nuclear facilities and materials.
Another alternative is to require licensees to develop inhouse expertise, but this is considered too restrictive for licensees who do not need these services performed frequently. It is also doubtful that in-house expertise would
continue to be current when used infrequently.
(b) Costs
It is estimated that there are five organizations that service
class II equipment without a licence from the AECB. Many
cancer clinics perform in-house servicing that will require a
licence but as health care institutions, they are exempt from
the AECB Cost Recovery Fees Regulations. The total cost
for the five service companies is estimated to be $20,000 to
become licensed plus incremental costs of $10,000 per
year.
(c) Benefits
Safety-related activities that are contracted out to technical
service providers will be approved and monitored in the
same way as the training and qualification of licensees’
staff who perform safety-related activities. This will ensure
that equivalent standards of safety are applied to licensees
and to contracted technical service providers.
irradiateurs et des appareils de radiothérapie. Ce règlement introduit de nouvelles exigences en matière de permis d’entretien et de
verrouillage des commandes des salles de traitement. L’impact de
ces exigences est expliqué en détail ci-dessous.
Les commentaires qui ont suivi la publication du règlement
dans la Gazette du Canada Partie I ont entraîné des modifications
pour clarifier que le règlement ne s’applique pas aux appareils de
radiographie diagnostiques. Certains changements ont aussi touché les exigences relatives aux accélérateurs de diagraphie. Ils
n’auront pas de répercussions importantes pour les titulaires de
permis puiqu’ils ne font que refléter les exigences de la LCEA.
3.4.1 Permis d’entretien
Plusieurs compagnies fournissent des services techniques
aux exploitants d’installations nucléaires de catégorie II et
aux titulaires de permis de substances nucléaires. Plusieurs
de ces services, par exemple la réparation des systèmes de
sûreté, sont essentiels à une exploitation sûre de l’installation nucléaire ou à une manutention sans danger des matières radioactives. La CCEA ne disposait pas de renseignements suffisants et n’avait aucun contrôle sur les travaux
que ces compagnies effectuent, sur la formation et la compétence de leur personnel ou sur leurs programmes d’assurance de la qualité. Ce règlement propose que les fournisseurs de services ayant une incidence sur la sûreté nucléaire
soient tenus d’obtenir un permis.
a) Solutions de rechange aux permis d’entretien
La solution de rechange consistant à ne pas réglementer ces
services essentiels à la sûreté n’est pas jugée acceptable
dans la mesure où ces services contribuent directement à
une gestion sûre des installations et des matières nucléaires.
Une autre solution de rechange serait d’exiger du titulaire
de permis qu’il développe des compétences techniques internes, mais cette mesure est considérée trop restrictive
pour les titulaires de permis qui n’exigent pas fréquemment
ces services d’entretien. Il est également peu probable que
ces compétences internes demeurent à jour si elle ne sont
que rarement utilisées.
b) Coûts
On estime qu’il y a cinq entreprises qui fournissent des services d’entretien à des installations de catégorie II sans détenir de permis de la CCEA. De nombreux centres anti-cancer entretiennent eux-mêmes leurs équipements et devront donc obtenir un permis. Cependant, à titre d’établissements de santé, ils sont exemptés du Règlement sur les
droits pour le recouvrement des coûts de la CCEA. Le coût
total d’acquisition des permis est estimé pour l’ensemble
des cinq fournisseurs à 20 000 $, somme à laquelle s’ajouteront des coûts supplémentaires de 10 000 $ par année.
c) Avantages
Les activités faites à contrat par des fournisseurs de services techniques externes et qui sont associés à la sûreté devront être approuvées et surveillées de la même manière
que la formation et la qualification du personnel du titulaire
de permis qui effectue lui-même ces tâches. Ainsi, les fournisseurs de services techniques seront soumis aux mêmes
normes de sûreté que les titulaires de permis.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
3.4.2 Therapy Room Interlocks
All cancer therapy treatment rooms will be required to have
interlocks that prevent the production of a radiation beam
unless the operator initiates the start-up sequence inside the
treatment room before moving to the external control console within a preset period of time. This minimizes the
likelihood that an unauthorized person would be in the
room when a treatment is being given. Most treatment
rooms have this system.
(a) Alternatives to Therapy Room Interlocks
The risk of accidental exposures is significantly reduced
when the operator is forced to initiate the start-up sequence
from inside the treatment room. The alternative is to rely on
administrative procedures. The AECB is aware of cases
where administrative procedures have not been effective, so
this alternative is not considered to be acceptable.
(b) Costs
It is estimated that there are 20 treatment rooms in Canada
that will require the installation of wiring, a timer and a
switch. The incremental cost is not expected to exceed
$1,000 per room, so the total cost to hospitals will be
$20,000.
(c) Benefits
The installation of safety interlocks will reduce the risk of
inadvertent exposure of staff or the public to radiation.
3.4.2 Verrouillage des commandes des salles de thérapie
Toutes les salles de traitement du cancer devront être munies de dispositifs de verrouillage des commandes, qui empêchent la production d’un faisceau de rayonnement tant
que l’opérateur n’a pas déclenché la séquence de démarrage
à l’intérieur de la salle avant de se déplacer au tableau de
commande dans un laps de temps préréglé. Cette procédure
réduit la possibilité qu’une personne non autorisée se
trouve à l’intérieur de la pièce pendant l’administration du
traitement. La plupart des salles de thérapie sont déjà munies de ce système.
a) Solutions de rechange au verrouillage des commandes des salles de thérapie
Le risque d’exposition accidentelle est réduit de façon notable lorsque l’opérateur est forcé de lancer la séquence de
démarrage de l’intérieur de la pièce. La solution de rechange serait de s’en remettre aux procédures administratives. Or, cette solution de rechange n’est pas jugée acceptable puisque la CCEA est au fait de cas où ces procédures
administratives n’ont pas été efficaces.
b) Coûts
On estime qu’il y a 20 salles de thérapie au Canada qui nécessiteront l’installation de câblage, d’une minuterie et d’un
interrupteur. On prévoit donc que les coûts supplémentaires
n’excéderont pas 1 000 $ par salle, pour un total de 20 000 $
pour l’ensemble des hôpitaux.
c) Avantages
L’installation de dispositifs de verrouillage de sécurité réduira le risque d’exposition par inadvertance à la fois pour
le personnel et pour le public.
3.5 Uranium Mines and Mills Regulations
3.5
The Uranium Mines and Mills Regulations consist primarily of
the requirements contained in the Uranium and Thorium Mining
Regulations and certain licence conditions. Only minor wording
changes were made following publication in the Canada Gazette,
Part I to improve the clarity of the Regulations.
Le Règlement sur les mines et les usines de concentration
d’uranium reprend principalement les exigences énoncées dans le
Règlement sur les mines d’uranium et de thorium et dans certaines conditions de permis. Seuls des changements mineurs dans la
formulation effectués pour plus de clarté ont suivi la publication
du document dans la Gazette du Canada Partie I.
L’industrie minière a exprimé ses préoccupations quant au fait
que certains renseignements tels que le rapport préliminaire de
sûreté sera dorénavant exigé dans les premiers stades de
l’existence de la mine ou de l’usine de concentration. La CCSN
croit, pour sa part, que cette information est nécessaire dès les
débuts de façon à ce qu’une fois en phase d’exploitation, la mine
ou l’usine de concentration soit en mesure de satisfaire aux exigences réglementaires.
The mining industry has expressed concern that some information, such as a preliminary safety analysis report, will now be
required at an earlier stage in the life-cycle of a mine or mill. The
Commission believes this information is necessary at an early
stage if it is to be satisfied that the operating mine or mill will be
capable of meeting regulatory requirements.
Règlement sur les mines et les usines de concentration
d’uranium
3.6 Nuclear Substances and Radiation Devices Regulations
3.6 Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à
rayonnement
The Nuclear Substances and Radiation Devices Regulations
apply to all nuclear substances, sealed sources and radiation devices not covered by other regulations. As such, they apply to
almost every licensee and result in the vast majority of AECB
licences. They also contain the criteria for consumer products
such as smoke detectors and safety signs using tritium. In general,
these Regulations reflect international practice but there are some
minor variations based upon Canadian policy and circumstances.
Le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à
rayonnement s’applique à toutes les substances nucléaires, sources scellées et appareils à rayonnement qui ne sont pas régis par
d’autres règlements. Ainsi, il s’applique à presque tous les titulaires de permis et figure dans la grande majorité des permis de la
CCEA. Il contient aussi les critères relatifs à des produits de consommation comme les détecteurs de fumée et les panneaux de
sécurité au tritium. Généralement, le règlement reflète les pratiques internationales, mais certaines variations mineures sont fondées sur une politique et des circonstances typiquement canadiennes.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
The regulations consist of the requirements under the
AEC Regulations and licence conditions, with the addition of
servicing licences similar to those described previously in section 3.4.1 for class II nuclear facilities, and audible alarming dosimeters for exposure device operators. The scheduled quantities
defined in the AEC Regulations have also been replaced with
exemption quantities. This means that the quantities of radioactive material that are exempt from licensing have generally decreased.
Le règlement reprend les exigences prévues par le Règlement
sur le contrôle de l’énergie atomique et les conditions de permis
actuelles, auxquelles s’ajoute l’exigence de permis d’entretien
déjà décrite à la section 3.4.1 pour les installations de catégorie II
et les dosimètres munis de dispositif d’alarme sonore pour les
opérateurs d’appareil d’exposition. Les quantités réglementaires
déterminées dans le Règlement sur le contrôle de l’énergie atomique ont également été remplacées par des quantités exemptées.
Ainsi les quantités de matière radioactive exemptées ont en général diminué.
Following publication in the Canada Gazette, Part I, changes
were made to the regulations to clarify the requirements for the
use of calibrated survey meters and to remove several sections
that upon review were found to be redundant. Other minor
changes were made to improve clarity.
À la suite de la publication du règlement dans la Gazette du
Canada Partie I, certaines modifications ont été apportées au règlement dans le but de préciser les exigences relatives à
l’utilisation des radiamètres étalonnés et de retirer certains articles
jugés redondants après examen. Des changements mineurs ont
aussi été apportés pour plus de clarté.
3.6.1 Exemption Quantities
The schedule to the Nuclear Substances and Radiation Devices Regulations contains a list of the quantities of radioactive material below which no licence is required. The
AEC Regulations also contain exemption values called
“scheduled quantities”, but the exemption quantities proposed under the NSC Act, which are based on current radiation protection knowledge and the new dose limits, are
generally smaller than those found in the AEC Regulations.
The AEC Regulations exempt from licensing most materials that contain less than one scheduled quantity per kilogram. This exemption was not included in the Regulations
under the NSC Act because of concerns about the risks
posed by large volumes of materials that contain low concentrations of radioactive material.
(a) Alternatives to the Schedule of Exemption Quantities
The schedule of exemption quantities is calculated from
models based on assumptions about the hazards and uses of
small quantities of nuclear material. As knowledge and experience has grown, these models have been refined to reflect current information. One alternative would be to continue to use the 1974 values. This is considered to be unacceptable because it would not recognize the new lower dose
limits and recent information on the effects of radiation.
Another alternative would be to adopt one of the sets of
values used in other countries. These have been considered,
but the AECB has concluded that the proposed exemption
quantities are more appropriate because they provide better
protection for Canadians.
The regulations could also continue the exemption for materials that contain less than one scheduled quantity per
kilogram. The AECB believes, however, that the blanket
exemption should be removed because of the potential risk
posed by large quantities of materials containing small concentrations of radioactive materials. In cases where such
materials pose no significant risk, the Commission may use
section 7 of the NSC Act to exempt them from the application of the Act and Regulations.
(b) Costs
Most users of small sources already have a licence from the
AECB for other activities, so no significant additional costs
are anticipated. However, some abandoned nuclear sites
will require consideration for licensing under the new
3.6.1 Quantités exemptées
L’annexe du Règlement sur les substances nucléaires et les
appareils à rayonnement renferme une liste des quantités
de matière radioactive au-dessous desquelles un permis
n’est pas nécessaire. Le Règlement sur le contrôle de
l’énergie atomique contient également des valeurs
d’exemption appelées « quantités réglementaires », mais les
quantités exemptées proposées dans la LSRN — fondées
sur les connaissances actuelles en radioprotection et sur les
nouvelles limites de dose — sont en général plus faibles
que celles qu’on trouve dans le Règlement sur le contrôle
de l’énergie atomique.
Le Règlement sur le contrôle de l’énergie atomique prévoit
une exemption de permis pour la plupart des matières qui
contiennent moins qu’une quantité réglementaire par kilogramme. Cette exemption n’a pas été stipulée dans les règlements d’application de la LSRN en raison des inquiétudes suscitées par les gros volumes de produits contenant de
faibles concentrations de matières radioactives.
a) Solutions de rechange à l’annexe relativement aux
quantités d’exemptions
Les quantités d’exemptions sont calculées d’après des modèles fondés sur les hypothèses qui ont été formulées au
sujet des dangers des matières nucléaires et de l’utilisation
de petites quantités de ces matières. Les modèles sont affinés à mesure que l’on acquiert de l’expérience et de nouvelles connaissances. Une solution de rechange serait de
continuer à utiliser les valeurs adoptées en 1974. Cette solution est cependant jugée inacceptable parce qu’elle ne
tiendrait pas compte des nouvelles limites de dose moins
élevées, ni des découvertes récentes sur les effets du rayonnement. Une autre solution de rechange serait d’adopter
l’un des ensembles de valeurs utilisés dans d’autres pays.
Ces solutions ont été envisagées, mais la CCEA juge que
les exemptions proposées sont plus aptes à protéger les Canadiens.
Le règlement pourrait aussi poursuivre l’exemption accordée aux matières qui contiennent moins qu’une quantité réglementaire par kilogramme. La CCEA croit cependant que
l’exemption générale doit être retirée à cause du risque potentiel que représentent les gros volumes de produits contenant de faibles concentrations de matières radioactives.
Dans les cas où ces matières ne constituent pas un risque
significatif, la CCSN peut utiliser l’article 7 de la LSRN
pour les exempter de l’application de la LSRN et des règlements.
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regulations. The AECB is aware of approximately 45 such
contaminated sites. Most of these, if they do require licensing, would incur incremental costs estimated at less
than $2,000 per year per site. For five or six of the sites, the
incremental costs for licensing and monitoring are estimated to be as much as $10,000 per year per site.
(c) Benefits
The revised exemption quantities will reflect improved
safety standards that are based on current scientific knowledge. Removal of the blanket exemption for materials containing low concentrations of radioactive material allows
for regulatory control when justified due to the volume of
material involved.
b) Coûts
La plupart des utilisateurs de petites sources ont déjà un
permis de la CCEA pour d’autres activités. On ne s’attend
donc pas à des coûts supplémentaires. Il faudra cependant
analyser le cas des sites nucléaires abandonnés avant de
leur accorder des permis qui soient conformes au nouveau
règlement. La CCEA connaît l’existence d’environ 45 de
ces sites contaminés dont la plupart, s’ils devaient se munir
de permis, ne devraient faire face qu’à des coûts supplémentaires de moins de 2 000 $ par année. Toutefois, pour
cinq ou six d’entre eux, les coûts de permis et de surveillance pourraient atteindre jusqu’à 10 000 $ par année,
par site.
c) Avantages
La version révisée des quantités d’exemption reflétera les
normes de sûreté améliorées, qui sont fondées sur les connaissances scientifiques courantes. Le retrait de l’exemption générale pour des matières contenant de faibles concentrations de matières radioactives prévoit un contrôle réglementaire lorsque le volume de ces matières le justifie.
3.6.2 Audible Alarming Dosimeters
The use of radiation sources to radiograph structures such
as pipeline welds, aircraft components and pressure vessels
for flaws is one of the most hazardous activities licensed by
the AECB. The new regulations therefore require all exposure device operators to wear an audible alarming dosimeter to alert them to dangerous levels of radiation before significant exposures occur. Under the AEC Regulations, only
trainees were required to have these devices. Audible
alarms have been a requirement in the United States for
several years.
(a) Alternatives to Audible Alarming Dosimeters
Due to the conditions under which radiography may be performed, operators are often unable to observe the ambient
dose rate on a survey meter as frequently as safe practice
would require. Therefore, the only way operators can be informed of high radiation levels under such circumstances is
with an audible alarm. Audible alarms have been a requirement for trainees since 1983, but they were not made
mandatory for everyone at that time because they were
judged to lack adequate reliability. Technology has advanced to the point where their reliability is now considered acceptable. The AECB is aware of significant exposures that would have been prevented by an audible alarming dosimeter, so the AECB believes that there is no alternative to making them mandatory.
(b) Costs
Basic audible alarming dosimeters that meet the requirements of the regulations cost approximately $200, but sophisticated units can cost up to $1,500 per unit. Many operators already have audible alarms. It is therefore assumed
that 500 units will have to be purchased at a cost of $200
for a total cost to industry of $100,000. Assuming units last
five years on average, the incremental replacement cost for
the industry will be $20,000 per year.
(c) Benefits
Industrial radiography causes the largest number of overexposures and radiation incidents in Canada. Alerting operators to hazardous dose rates before large exposures occur is one of the most effective measures available to meet
the new lower dose limits.
3.6.2 Dosimètres sonores
L’utilisation de sources de rayonnement pour détecter des
vices cachés dans des structures comme les soudures de
pipelines, les pièces d’aéronef et les récipients sous pression est une des activités les plus dangereuses autorisées
par la CCEA. Par conséquent, le nouveau règlement exige
que tous les opérateurs d’appareils à rayonnement portent
un dosimètre sonore pour les avertir avant que l’exposition
au rayonnement ne devienne dangereuse. Le Règlement sur
le contrôle de l’énergie atomique exige seulement que les
stagiaires portent ces dosimètres. Aux États-Unis, les alarmes sonores sont obligatoires depuis plusieurs années.
a) Solutions de rechange aux dosimètres sonores
En raison des conditions dans lesquelles les travaux de radiographie doivent être effectués, les opérateurs sont souvent incapables de lire le débit de dose ambiant sur le radiamètre aussi souvent que l’exigent les pratiques de sécurité. Par conséquent, dans ces circonstances, une alarme sonore est la seule façon qu’ils ont de savoir s’ils sont exposés à des niveaux élevées de rayonnement. Les alarmes sonores sont obligatoires pour les stagiaires depuis 1983,
mais, à l’époque, elles ne l’étaient pas pour tout le monde
puisqu’on ne les considérait pas assez fiables. La technologie a fait de tels progrès que ce n’est maintenant plus le cas.
La CCEA n’est pas sans savoir que le port de dosimètres
sonores aurait empêché des expositions importantes aux
rayonnements. Voilà pourquoi elle croit qu’elle n’a pas
d’autre choix que de les rendre obligatoires.
b) Coûts
Les alarmes sonores de base qui satisfont aux exigences du
règlement coûtent environ 200 $, mais des alarmes de type
avancé peuvent coûter jusqu’à 1 500 $ l’unité. De nombreux opérateurs possèdent déjà des alarmes sonores. On
présume donc qu’il faudra acheter 500 alarmes de 200 $
chacune, pour un total de 100 000 $ pour l’industrie. Si les
alarmes durent en moyenne cinq ans, il est à prévoir que le
coût de remplacement additionnel pour l’industrie sera de
20 000 $ par année.
c) Avantages
La radiographie industrielle est à l’origine du plus grand
nombre de surexpositions et d’incidents liés au rayonnement
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au Canada. Le fait de prévenir l’opérateur avant qu’il ne
soit exposé à un niveau élevé de rayonnement est l’une des
mesures les plus efficaces qui soient pour respecter les
nouvelles limites de dose moins élevées.
3.7 Packaging and Transport Regulations
3.7
All industrialized countries use the recommendations of the
International Atomic Energy Agency (IAEA) to regulate the
transport packaging of radioactive materials. The Canadian requirements in the Transport Packaging of Radioactive Materials
Regulations are based on the 1973 IAEA recommendations, and
the new Regulations are based on the 1985 recommendations, as
amended in 1990. Many countries and international organizations
have already adopted the latter recommendations, so most Canadian exporters and shippers are already in compliance with the
packaging requirements. Therefore, the major changes are the
requirement for carriers to have a radiation protection program,
the expansion of those activities that require quality assurance
programs and the use of Type 2 Industrial Packages (IP-2 packages).
Tous les pays industrialisés suivent les recommandations de
l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) pour la
réglementation de l’emballage des matières radioactives destinées
au transport. Au Canada, les exigences du Règlement sur
l’emballage des matières radioactives destinées au transport sont
basées sur les recommandations de l’AIEA de 1973, et le nouveau
règlement est basé sur les recommandations de 1985, revues
en 1990. Nombre de pays et d’organisations internationales ont
adopté les dernières recommandations, de sorte que la plupart des
exportateurs et expéditeurs canadiens se conforment déjà aux
exigences en matière d’emballage. Par conséquent, les principaux
changements concernent la nécessité pour les transporteurs
d’avoir un programme de formation en radioprotection, d’élargir
les activités qui nécessitent des programmes d’assurance de la
qualité et d’utiliser des colis industriels de type 2 (colis CI-2).
La CCEA a participé activement à l’élaboration des recommandations de l’AIEA sur l’emballage et le transport de matières
nucléaires. Lors de l’élaboration de sa position sur les questions
relatives au transport, la CCEA a communiqué régulièrement
avec Transports Canada et les principaux expéditeurs canadiens.
Transports Canada est habituellement représenté aux réunions de
l’AIEA, et les spécialistes de l’industrie ont accompagné les employés de la CCEA aux réunions de l’AIEA lorsque des sujets
particuliers y étaient discutés.
De nombreux changements ont été apportés à ce règlement à la
suite des consultations. Les principaux changements comprennent
le retrait de l’obligation de posséder un permis pour l’emballage
de substances nucléaires pour la plupart des types d’expédition.
On pourra ainsi recourir à d’autres méthodes pour démontrer que
les colis sont conformes aux exigences de rendement et pour accepter les plans d’interventions d’urgence qui sont conformes au
Règlement sur le transport des matières dangereuses. D’autres
modifications ont été apportées pour améliorer la clarté ainsi que
l’harmonisation avec le Règlement sur le transport des matières
dangereuses.
Puisque le règlement fait souvent renvoi aux recommandations
de l’AIEA, la CCSN a obtenu l’autorisation de celle-ci pour reproduire la documentation de référence afin de répondre à des
préoccupations maintes fois exprimées au cours du processus de
consultation. Les parties intéressées pourront se procurer cette
documentation sans frais.
The AECB has been a major participant in the development of
the IAEA recommendations on the packaging and transport of
nuclear materials. In developing a position on transportation issues, the AECB has communicated regularly with Transport
Canada and the major Canadian shippers. Transport Canada is
normally represented at the IAEA meetings, and experts from the
industry have accompanied AECB staff to IAEA meetings when
specific topics have been discussed.
Numerous changes were made to these Regulations as a result
of consultation. The major changes consist of the removal of the
requirement for a licence to package nuclear substances for most
types of shipments, allowing additional methods to demonstrate
that packages comply with the performance requirements and
acceptance of emergency response plans that comply with the
requirements of the Transportation of Dangerous Goods Regulations (TDG Regulations). Other changes were made to improve
clarity and consistency with the TDG Regulations.
Since the regulations make frequent reference to the IAEA recommendations, the Commission has obtained the approval of the
IAEA to reproduce the reference material to respond to a frequent
concern expressed during the consultation process. This material
will be made available to stakeholders free of charge.
3.7.1 Radiation Protection Program for Carriers
The use in Canada of nuclear materials for research, industrial applications, medicine and export is substantial and
growing. It is estimated that approximately one million
packages containing radioactive material are transported in
Canada each year. The safety record of this industry is
good because of the continued efforts of licensees, Transport Canada, the transportation industry and the AECB to
improve the packaging and safe handling of nuclear materials. However, as the number of shipments has increased,
more drivers and handlers have become involved. The
AECB is aware that some of these drivers and handlers do
not have adequate knowledge of radiation to protect
Règlement sur l’emballage et le transport des substances
nucléaires
3.7.1 Programme de radioprotection des transporteurs
Les matières nucléaires sont beaucoup utilisées au Canada
pour la recherche, les applications industrielles, la médecine et l’exportation, et cette utilisation augmente. On estime qu’environ un million de colis contenant des matières
radioactives sont transportés au Canada par année. Le dossier de sécurité de l’industrie du transport est bon parce que
les titulaires de permis, Transports Canada, l’industrie du
transport et la CCEA s’efforcent constamment d’améliorer
l’emballage et la manutention sûres des matières nucléaires.
Toutefois, l’augmentation du nombre d’expéditions a aussi
entraîné une hausse du nombre de conducteurs et de manutentionnaires. La CCEA sait que certains conducteurs et
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themselves, the public and the environment in all transportation situations. In addition, some exposures will have to
be reduced to comply with the new dose limits, and training
in radiation protection is one of the most effective ways to
achieve this.
(a) Alternatives to Radiation Protection Program for
Carriers
Given the growing volume and complexity of transportation activities, and the need to maintain high safety standards, the alternative of no regulation is considered unacceptable. Alternatives such as licensing carriers or setting
examinations for drivers and handlers are considered to be
too costly and too difficult to implement. The best alternative is considered to be requiring carriers to introduce
training programs for their staff that can be integrated into
the general training program for drivers and handlers. The
AECB plans to work closely with Transport Canada, the
provinces and industry associations to promote training and
monitor compliance with this requirement.
(b) Costs
Most major carriers of radioactive material are already licenced to use radioactive materials and thus have radiation
protection programs in place, or they provide staff with
training in the transportation of all dangerous goods. For
the smaller or infrequent carriers, radiation protection
training is lacking, but it is expected that major shippers,
consultants or transport associations will develop basic radiation protection programs for implementation by carriers,
much as was done to comply with the Transport of Dangerous Goods Regulations. The technical requirements are
not complex, and it is estimated that the training should not
exceed a half day per person for approximately 2,000 drivers and handlers. The estimated initial cost for the transportation industry to meet this new requirement is therefore
approximately $400,000. The incremental costs should not
be significant because radiation protection can be incorporated into the training provided to new staff.
Some licensees have commented that the additional requirements may force some carriers out of the business or
raise the charges for those who remain in the business. The
costs described above will likely be passed on to the shippers but given that there are approximately 800,000 packages of radioactive material shipped in Canada each year,
the initial costs per package are not significant. Once staff
is trained, ongoing incremental costs should be minimal.
(c) Benefits
Teaching radiation protection to staff directly involved in
the transport of radioactive materials will reduce exposures
and reduce the number of reports of incidents that upon investigation, are found to be insignificant. Such incidents
delay shipments of all types of cargo and cause unnecessary use of resources.
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manutentionnaires ne possèdent pas une connaissance suffisante des dangers du rayonnement pour bien se protéger
et assurer la protection du public et de l’environnement
dans toutes les situations de transport. De plus, il faudra réduire le taux d’exposition pour se conformer aux nouvelles
limites de dose; la formation en matière de radioprotection
est l’un des moyens les plus efficaces pour y parvenir.
a) Solutions de rechange au programme de radioprotection des transporteurs
Vu le volume croissant et la complexité des activités de
transport, et étant donné qu’il est nécessaire de maintenir
des normes de sécurité élevées, l’absence de réglementation
n’est pas considérée comme une solution de rechange acceptable. Les solutions de rechange telles que forcer les
transporteurs à obtenir un permis ou faire passer des examens aux conducteurs et aux manutentionnaires sont jugés
trop coûteuses et difficiles à mettre en oeuvre. La meilleure
solution consiste à exiger que les transporteurs offrent des
programmes de formation en radioprotection à leurs employés. Le programme de formation en radioprotection peut
être intégré au programme de formation général des conducteurs et des manutentionnaires. La CCEA prévoit travailler en étroite collaboration avec Transports Canada, les
provinces et les associations de l’industrie pour promouvoir
la formation et vérifier si cette exigence a été respectée.
b) Coûts
La plupart des grands transporteurs de matières radioactives sont déjà titulaires d’un permis d’utilisation de matières
radioactives et ont donc des programmes de radioprotection
en place, ou bien ils dispensent à leur personnel une formation sur le transport des marchandises dangereuses. Les
transporteurs dont le volume est moins élevé ou moins fréquent ne possèdent pas de formation en radioprotection,
mais on s’attend à ce que les grands expéditeurs, les consultants ou les associations de transporteurs élaborent de
concert un programme de base en radioprotection destiné à
tous les transporteurs. Beaucoup a été fait pour se conformer au Règlement sur le transport des matières dangereuses. Les exigences techniques ne sont pas complexes, et on
estime que la formation en radioprotection ne devrait pas
dépasser une demi-journée par personne et devrait être offerte à environ 2 000 conducteurs et manutentionnaires.
Pour l’industrie du transport, le coût initial prévu pour satisfaire à cette nouvelle exigence s’élève à environ
400 000 $. Les coûts additionnels ne devraient pas être très
élevés, car la formation en radioprotection peut être intégrée à la formation offerte aux nouveaux employés.
Certains titulaires de permis ont soutenu que les exigences
additionnelles pourraient contraindre certains transporteurs
à se retirer des affaires ou augmenter les frais de ceux qui
restent. Les coûts ci-dessus seront probablement transmis
aux expéditeurs, mais étant donné qu’il y a environ
800 000 colis contenant des matières radioactives expédiés
chaque année au Canada, les coûts initiaux par colis ne sont
pas élevés. Une fois que les employés auront reçu une formation, les coûts additionnels permanents seront minimes.
c) Avantages
Une meilleure formation pour aider les employés directement impliqués dans le transport de matières radioactives à
se protéger contre le rayonnement réduira les expositions et
le nombre de rapports d’accidents qui, après enquête, sont
jugés peu importants. De tels incidents retardent les
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expéditions de tous les types de chargement et consomment
inutilement les ressources.
3.7.2 Quality Assurance Programs
In accordance with the recommendations of the IAEA, the
new regulations require every person who designs, produces, tests, uses, services or inspects a package containing
radioactive material, or special form material, to have a
quality assurance program. This expands the types of packages and the licensed activities that require a quality assurance program under the AEC Act and the Transport Packaging of Radioactive Materials Regulations. The Commission will expect licensees to implement staff training programs and verify that work is performed according to
documented procedures. The requirements, which will vary
depending on the risks associated with the given activity,
will be explained in guidance documents.
(a) Alternatives to Quality Assurance Programs
Canada is a strong supporter of international harmonization
in the requirements for the transport of radioactive materials, because without harmonization, shipments will be delayed, costs will increase and safety will decrease. Through
agencies such as the IAEA, international and most domestic regulations already require quality assurance programs
for the handling of radioactive materials and other dangerous goods. There is no alternative to adopting this Regulation if we are to protect workers and the public from deficient packages and meet international requirements.
(b) Costs
Since companies that design and produce packages have
had to demonstrate compliance with the Transport Packaging of Radioactive Materials Regulations, they essentially meet the new quality assurance requirements. Discussions with some major shippers of radioactive material indicate that this requirement will not be a significant burden
because they already have corporate quality assurance programs and for several years, they have been required to
have a quality assurance program for their international
shipments.
A graded approach to quality assurance will be used, based
on the risk associated with the shipment. It is estimated that
there are 500 infrequent shippers who will have to modify
their practices, each at an average cost of $1,000. The incremental cost to industry is therefore estimated to be
$500,000. Once established, the ongoing costs should not
be significant because the program should not require any
additional staff. It is expected that Commission staff will
inspect quality assurance programs as part of regular compliance activities, so no significant incremental costs are
anticipated.
(c) Benefits
A quality assurance program will ensure that all packages
are designed, manufactured, used and maintained in accordance with Canadian and international packaging requirements. This will reduce the risk of package failures and
high exposures.
3.7.2 Programmes d’assurance de la qualité
Conformément aux recommandations de l’AIEA, le nouveau règlement exige que chaque personne qui conçoit,
produit, essaie, utilise, entretient ou inspecte un colis contenant des matières radioactives, ou des matières radioactives sous forme spéciale, possède un programme d’assurance de la qualité. Cela augmente les types de colis et les
activités nécessitant un permis exigeant un programme
d’assurance de la qualité en vertu de la Loi sur le contrôle
de l’énergie atomique et du Règlement sur l’emballage des
matières radioactives destinées au transport. La CCSN
s’attend à ce que les titulaires de permis mettent sur pied
des programmes de formation pour les employés et vérifient que le travail se déroule conformément aux procédures écrites. Les exigences, qui seront modifiées selon les
risques associés à l’activité donnée, seront expliquées dans
des guides d’application de la réglementation.
a) Solutions de rechange aux programmes d’assurance
de la qualité
Le Canada est un partisan convaincu de l’harmonisation
internationale des exigences en matière de transport de
matières radioactives, parce que, sans harmonisation, les
expéditions seront retardées, les coûts augmenteront et la
sécurité diminuera. Par le biais d’agences comme l’AIEA,
les règlements internationaux et la plupart des règlements
nationaux exigent déjà des programmes d’assurance de la
qualité pour la manutention de matières radioactives et
d’autres matières dangereuses. Il n’y a aucune solution de
rechange à ce règlement si nous voulons protéger les travailleurs et le public contre les colis non sécuritaires ou
satisfaire aux exigences internationales.
b) Coûts
Les entreprises qui conçoivent et fabriquent les colis ayant
déjà dû se conformer au Règlement sur l’emballage des
matières radioactives destinées au transport n’ont désormais qu’à satisfaire aux nouvelles exigences sur l’assurance
de la qualité. Des discussions avec certains gros expéditeurs de matières radioactives indiquent que les exigences
ne seront pas un trop gros fardeau puisqu’ils possèdent déjà
des programmes d’assurance de la qualité et que, depuis
plusieurs années, ils étaient tenus d’en posséder un pour les
expéditions internationales.
L’établissement de programmes d’assurance de la qualité
se fera d’une manière progressive, en fonction des risques
associés à l’expédition. On estime qu’il y a 500 expéditeurs
dont le volume est peu fréquent qui devront modifier leur
façon de faire, ce qui coûtera 1 000 $ en moyenne à chacun
d’eux. Les coûts additionnels pour l’industrie sont par conséquent estimés à 500 000 $. Une fois le programme en
place, les coûts permanents ne seront guère élevés, car le
programme ne nécessite pas l’embauche d’employés additionnels. On ne prévoit pas d’autres coûts importants puisque l’inspection des programmes d’assurance de la qualité
par les employés de la CCSN se fera dans le cadre de leurs
activités régulières de surveillance de la conformité.
c) Avantages
Un programme d’assurance de la qualité permettra
d’assurer que tous les colis sont conçus, fabriqués, utilisés
et entretenus conformément aux exigences canadiennes et
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internationales en matière d’emballage. Cela réduira les
risques de colis défectueux et d’expositions élevées.
3.7.3 IP-2 Packages for Ore Samples Containing More than
2ÿ Uranium
The properties of high-grade Canadian ores are such that
the hazard they pose is consistent with that of type 2 low
specific activity (LSA-2) materials, and as such, the use of
IP-2 packages is more appropriate. If the IAEA Regulations
had been followed, all grades of uranium ores would have
been considered as LSA-1 material that could be shipped in
IP-1 packages. However, this provision was developed in
the 1960s, when the known ore grades were approximately
1ÿ uranium.
(a) Alternatives to IP-2 Packages
The only alternative to this Regulation is to allow ore samples containing more than 2ÿ uranium to be shipped in
IP-1 packages that do not have to undergo any performance
tests. This is not considered acceptable given the hazard
posed by high-grade ore samples. This is also inconsistent
with the packaging requirements for medical isotope shipments that pose a risk similar to that of ore samples containing more than 2ÿ uranium.
(b) Costs
The costs associated with this requirement consist of developing, testing and producing an IP-2 package, mainly for
small ore samples taken for analytical purposes. This is not
considered to be a significant expense because there are
many examples of existing IP-3 and Type A packages that
must meet slightly higher performance standards than the
IP-2 package being proposed. A one-time cost of $20,000
for the one licensee involved has been estimated based
upon the development, testing and production of similar
packages.
(c) Benefits
The benefit of using IP-2 packages is the decreased risk
that in normal transport situations or in an accident, uranium ore samples will be released into the environment or
unacceptably high radiation levels will exist.
3.7.3 Colis CI-2 pour échantillons de minerai contenant plus
de 2 ÿ d’uranium
Les propriétés du minerai à haute teneur du Canada sont
telles que les dangers qu’ils présentent correspondent à
ceux des matières FAS-2 à faible activité spécifique. Pour
cette raison, il vaut mieux utiliser des colis CI-2. Si on avait
respecté les règlements de l’AIEA, toutes les teneurs du
minerai d’uranium auraient été considérées comme des
matières à faible activité spécifique pouvant être expédiées
dans des colis CI-1. Toutefois, cette disposition date des
années 1960, à l’époque où la teneur en uranium était
d’environ 1 ÿ.
a) Solutions de rechange aux colis CI-2
La seule solution de rechange au règlement est de permettre
la livraison d’échantillons de minerai contenant plus de 2 ÿ
d’uranium dans des colis CI-1 qui n’ont pas à subir
d’épreuves de rendement. Cela n’est pas acceptable étant
donné les dangers que présentent les échantillons de minerai à haute teneur. Cela est aussi incompatible avec les exigences d’emballage relatives aux expéditions d’isotopes
médicaux, qui présentent un risque similaire à celui des
échantillons de minerai contenant plus de 2 ÿ d’uranium.
b) Coûts
Les coûts associés à cette exigence concernent le développement, la mise à l’épreuve et la fabrication des colis CI-2
pour le transport des petits échantillons de minerai destinés
à l’analyse. Cela n’est pas considéré comme une dépense
importante puisqu’il existe déjà de nombreux spécimens de
colis CI-3 et de type A qui doivent satisfaire à des normes
de rendement légèrement plus élevées que les colis CI-2.
Le coût unique de 20 000 $ pour le seul titulaire de permis
concerné a été estimé en fonction du développement, de la
mise à l’épreuve et de la fabrication d’un colis semblable.
c) Avantages
L’utilisation de colis CI-2 se traduit par la diminution du
risque de rejet dans l’environnement des échantillons de
minerai d’uranium ou des niveaux de rayonnement élevés
inadmissibles qui pourraient se produire au cours d’un
transport régulier ou d’un accident.
3.7.4 IP-2 Packages
Adoption of the IAEA’s definition of an (IP-2 package)
will require packaging of low specific activity radioactive
materials to meet new drop and puncture tests when
shipped under exclusive use (i.e., when packages are not
combined with cargo from other shippers). This will affect
primarily waste and heavy water shipments from the power
utilities. It should be noted that for shipments that are not
exclusive use, there is no change to the requirements.
(a) Alternatives to IP-2 Packages
To be consistent with the IAEA’s recommendations, there
is no alternative to adopting this Regulation.
(b) Costs
During the consultation phase, three licensees commented
on this requirement. Each of these licensees will have to
determine if their packages meet the requirements, and if
not, they will have to develop or purchase new packages. If
new packages are required, the costs are not expected to
3.7.4 Colis CI-2
L’adoption de la définition de l’AIEA d’un colis CI-2 exigera l’emballage de matières radioactives de faible activité
spécifique pour satisfaire aux épreuves de chute et de perforation lorsqu’ils sont transportés dans un conteneur à
usage exclusif (c.-à-d. lorsque les colis ne sont pas combinés aux marchandises d’autres expéditeurs). Cela touche
surtout les expéditions de déchets et d’eau lourde des services publics d’électricité. Les exigences demeurent inchangées en ce qui concerne les expéditions qui ne sont pas
dans un conteneur à usage exclusif.
a) Solutions de rechange aux colis CI-2
Afin de respecter les recommandations de l’AIEA, il ne
peut y avoir de solutions de rechange à l’adoption de cette
exigence.
b) Coûts
Durant la phase de consultation, trois titulaires de permis
ont offert des commentaires concernant cette exigence.
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exceed $100,000 for each licensee to meet the minimum
requirements of the regulations. Some cost information has
been submitted that is higher than the above estimate but
the AECB believes the additional costs are not required to
meet the requirements. Licensees may decide to spend
larger sums for reasons that are not directly related to the
regulations; these additional costs are not included in the
above estimate. Operating costs are not expected to be affected.
(c) Benefits
The requirement to use an IP-2 package for low specific
activity material will reduce the risk of package failure
during transit.
3.8
Nuclear Security Regulations
The three new security requirements in the Nuclear Security
Regulations described below are considered necessary to bring
Canadian nuclear facilities up to the internationally accepted recommendations of the IAEA. In developing these new requirements, the Commission has given consideration to the Canadian
security context.
Security experts of the AECB have visited the most affected licensees to discuss these proposals directly with their security
experts. The figures used in the cost sections below have been
obtained primarily from the affected licensees.
As a result of consultation, the requirements for searching
those entering or leaving a protected area have been modified.
Details can be found in section 3.8.3 below.
3.8.1 Alarm Assessment System for Protected Areas
Major nuclear facilities in Canada have security measures
that are intended to protect them from unauthorized entry.
These measures include protected areas and alarm systems.
At some sites, a guard is dispatched to investigate the alarm
and to report on the cause. This can take some time and the
delay in investigating the alarm adds to the response time to
address the problem if the alarm is genuine. A new provision has therefore been included in the regulations which
will require licensees to continuously maintain, and in
some cases, install additional assessment equipment in order to provide accurate and timely alarm assessment.
(a) Alternatives to Alarm Assessment Systems for Protected Areas
One alternative to the assessment system is to trigger the
emergency response team on each alarm from the protected
area. This would be very expensive, since nuisance alarms,
caused by environmental conditions or animals, are difficult to eliminate completely. Nuisance alarms reduce the
credibility of the overall security system and reduce the capacity of the response team to deal with a real emergency.
Costs might also result from the need to improve the quality of systems to minimize nuisance alarms.
Chacun aura à déterminer si ses colis satisfont aux exigences, et dans la négative, il devra développer ou acheter de
nouveaux colis. Les coûts d’acquisition de nouveaux colis
satisfaisant aux exigences minimales ne devraient pas dépasser 100 000 $ par titulaire de permis. Certains renseignements présentés concernant les coûts signalent des coûts
plus élevés que l’estimation ci-dessus, mais la CCEA croit
que ces coûts additionnels ne sont pas nécessaires pour satisfaire aux exigences. Les titulaires de permis peuvent dépenser des sommes plus importantes pour des raisons qui
ne sont pas directement liées au règlement. Ces coûts additionnels ne font donc pas partie des estimations susmentionnées. On ne prévoit pas d’augmentation des coûts
d’exploitation.
c) Avantages
Les exigences relatives à l’utilisation de colis CI-2 pour les
matières à faible activité spécifique réduiront les risques de
défaillance du colis pendant le transport.
3.8
Règlement sur la sécurité nucléaire
Les trois nouvelles mesures de sécurité du Règlement sur la sécurité nucléaire, décrites ci-dessous, sont nécessaires pour que les
installations nucléaires canadiennes soient protégées selon les
normes internationales recommandées par l’AIEA. La CCSN a
pris en considération le contexte canadien en matière de sécurité.
Les spécialistes de la sécurité de la CCEA ont rendu visite aux
titulaires de permis les plus touchés afin de discuter de ces propositions directement avec leurs spécialistes de la sécurité. Les chiffres figurant dans les sections sur les coûts ci-dessous proviennent
principalement des titulaires de permis touchés.
À la suite de consultations, les exigences relatives à la recherche de personnes entrant dans une aire protégée, ou en sortant, ont
été modifiées. On trouvera les renseignements détaillés sur ce
sujet à la section 3.8.3 ci-dessous.
3.8.1 Système d’évaluation des alertes dans les aires protégées
Au Canada, les grandes installations nucléaires ont adopté
des mesures de sécurité destinées à empêcher l’entrée non
autorisée. Ces mesures comprennent l’établissement des aires protégées et la mise en place des systèmes d’alarme. À
certains emplacements, un garde est dépêché sur le lieu de
l’alerte pour faire enquête. Cela peut prendre du temps, et
le délai s’ajoute au temps nécessaire pour régler le problème s’il s’agit d’une alerte réelle. Par conséquent, une
nouvelle disposition a été ajoutée au règlement, qui exigera
que le titulaire de permis maintienne en permanence
l’équipement de surveillance et, dans certains cas, installe
de l’équipement supplémentaire pour pouvoir évaluer avec
précision et rapidité la cause de l’alerte.
a) Solutions de rechange aux systèmes d’évaluation des
alertes dans les aires protégées
Une solution de rechange serait de faire intervenir une
équipe d’intervention d’urgence à chaque alerte dans une
aire protégée. Cela serait très coûteux puisque les fausses
alertes causées par les conditions environnementales et les
animaux sont difficiles à éliminer complètement. Les
fausses alertes compromettent la crédibilité de l’ensemble
du système de sécurité et la capacité de l’équipe
d’intervention de s’occuper d’une urgence réelle. Des coûts
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Having a guard investigate the alarm is not acceptable at
large sites where the delay in reaching the alarm location
could be considerable. This delay would create a serious
weakness in the security system since the response team is
not normally called into action unless an alarm is confirmed as a real breach of security.
(b) Costs
Since an alarm assessment system is already in place for
the affected licensees, and equipment maintenance systems
are already established, the initial costs will be limited to
the purchase and installation of additional equipment.
These costs are estimated to total $6,000 for the five licensees affected. Based on the figures supplied by the industry,
the operating costs for maintenance and for security guards
are estimated at $600,000 per year for all licensees concerned.
(c) Benefits
Maintenance of security at nuclear facilities in Canada is
crucial to protect against terrorism and sabotage. Canadian
security precautions should provide a standard of protection
that is consistent with those of other countries that have facilities with similar levels of risk. The alarm assessment
system provides a remote means of assessing the cause of
an alarm from the protected area and will provide quick assessment of the nature of the alarm, whether it is a serious
problem or a nuisance alarm. If the alarm represents a serious threat, the appropriate response will be initiated more
quickly. This assessment system will also reduce the number of times that security staff must investigate nuisance
alarms.
3.8.2 Alarm Assessment System for Inner Areas
Only two licensees are authorized to store sensitive nuclear
material in a high security installation known as an inner
area. When the alarm for these areas is triggered, a security
guard is dispatched to investigate the cause. The introduction of a mandatory assessment system in the inner area
will facilitate the immediate assessment of the cause of the
alarm.
(a) Alternatives to Alarm Assessment System for Inner
Areas
The alternatives are identical to those set out for protected
areas described in section 3.8.1(a) above. The material under protection by the security system is usable in nuclear
weapons and must be protected to the highest degree.
(b) Costs
According to the cost estimates provided by the industry,
installation costs will total $2,000 and annual operating
costs will total $190,000 per year.
(c) Benefits
As noted above, the immediate assessment of an alarm
from the inner area will allow instantaneous initiation of response to unlawful activities in the case of a real alarm, and
will save resources in the investigation of nuisance alarms.
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pourraient également être entraînés par la nécessité
d’améliorer la qualité des systèmes pour éviter les fausses
alertes.
Dans les grandes installations, il est inacceptable d’envisager de dépêcher un garde sur le lieu de l’alerte chaque fois
que l’alarme se déclenche étant donné le temps considérable exigé pour arriver sur les lieux. Ce délai pourrait affaiblir considérablement le système de sécurité puisqu’on ne
fait pas habituellement appel à l’équipe d’intervention à
moins que l’alerte soit confirmée.
b) Coûts
Parce qu’un système d’évaluation des alertes est déjà en
place chez les titulaires de permis touchés, et que des systèmes d’entretien de l’équipement sont déjà établis, les
coûts initiaux se limiteront à l’achat et à l’installation de
l’équipement additionnel. Au total, ces coûts se chiffrent à
6 000 $ pour les cinq titulaires de permis touchés. En se basant sur les chiffres fournis par l’industrie, les coûts
d’exploitation pour le maintien du système et les gardes de
sécurité sont estimés à 600 000 $ par année pour tous les
titulaires de permis touchés.
c) Avantages
Il est essentiel de maintenir une bonne sécurité dans les
installations nucléaires du Canada pour les protéger des
actes de terrorisme et de sabotage. Les mesures de sécurité
au Canada doivent offrir une qualité de protection comparable à celle d’autres pays ayant des niveaux de risque
semblables. Un système d’évaluation des alertes fournira
un moyen d’évaluer, à distance, la nature et la cause de
l’alerte dans une aire protégée, qu’il s’agisse d’un problème
grave ou d’une fausse alerte. En cas d’alerte réelle, il permettra de déclencher plus rapidement l’intervention voulue.
En cas de fausse alerte, le personnel de sécurité n’aura pas
à consacrer inutilement ses ressources à faire enquête.
3.8.2 Système d’évaluation des alertes dans les aires intérieures
Seuls deux titulaires de permis sont autorisés à stocker des
matières nucléaires sensibles dans une installation de haute
sécurité appelée aire intérieure. Lorsqu’une alarme se déclenche dans une aire intérieure, un garde de sécurité est
dépêché sur le lieu de l’alerte pour faire enquête. L’introduction d’un système de surveillance de l’aire intérieure
permettrait d’évaluer sans délai la cause de l’alerte.
a) Solutions de rechange au système d’évaluation des
alertes dans les aires intérieures
Les solutions de rechange sont identiques à celles qui ont
été indiquées à la section 3.8.1a) ci-dessus pour les aires
protégées. Les matières que le système de sécurité doit
protéger peuvent être utilisées dans des armes nucléaires et
doivent donc être protégées selon les normes les plus élevées.
b) Coûts
Selon l’estimation des coûts présentée par l’industrie, les
coûts d’installation s’élèveraient au total à 2 000 $, et les
coûts annuels d’exploitation s’élèveraient au total à
190 000 $ par année.
c) Avantages
Comme on l’a noté ci-dessus, l’évaluation immédiate d’une
alerte dans une aire intérieure permettra de déclencher une
intervention et de contrer des activités illicites, s’il s’agit
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d’une alerte réelle, ou d’économiser des ressources en cas
de fausse alerte.
3.8.3 Searches at the Perimeter of a Protected Area
Nuclear facilities in Canada are protected by security perimeters that limit access to protected areas. A new provision has been included in the regulations which will require
licensees to search, or otherwise monitor, persons without a
security clearance and their possessions when entering and
leaving the protected area. Licensees also have the right to
search, on reasonable suspicion, anyone entering or leaving
a protected area. The searches can be carried out by technical means and are similar to the standard of security provided at Canadian airports.
The draft regulations published in the Canada Gazette,
Part I required that everyone entering and leaving the protected area be searched. Licensees pointed out that including staff in the requirement would be expensive to implement and would delay shift changes, with little increase in
security. The regulations now limit mandatory searches as
described above pending completion of the project to review the overall threat to security at Canadian nuclear facilities.
The search procedure will deter terrorists and others from
carrying weapons or explosives into protected areas or removing Category I, II or III nuclear material. The regulation allows the operator to use non-intrusive technical
means such as metal detectors and X-ray machines in carrying out searches.
(a) Alternatives to Searches at the Perimeter of Protected Areas
There is no alternative to searches to prevent explosives
and weapons from reaching the protected areas of Canadian
nuclear facilities. The alternative of not upgrading the controls over the protected areas would leave the security
measures at Canadian nuclear facilities below that found in
similar facilities around the world.
(b) Costs
The affected licensees have estimated that the new provisions will cost a total of $2.7 million to implement, and that
operating costs will be approximately $1.7 million per year.
(c) Benefits
There is a continuing worldwide movement to upgrade the
security measures at major nuclear facilities. This new initiative is part of the Canadian response to ensure that Canadian nuclear security measures are keeping pace with those
of the rest of the world.
3.8.3 Fouilles au périmètre d’une aire protégée
Au Canada, les installations nucléaires sont protégées par
un périmètre de sécurité qui restreint l’accès aux aires protégées. Une nouvelle disposition, qui fait maintenant partie
du règlement, exigera que les titulaires de permis fouillent
ou surveillent les personnes et les choses qui entrent ou
sortent d’une aire protégée sans autorisation de sécurité.
Les titulaires de permis ont aussi le droit de fouiller, s’ils
ont des motifs raisonnables de le faire, quiconque entre
dans une aire protégée ou en sort. Les fouilles se feront par
des moyens techniques semblables à ceux utilisés dans les
aéroports canadiens pour répondre aux normes de sécurité.
Le projet de règlement publié dans la Gazette du Canada
Partie I exige la fouille de quiconque entre dans une aire
protégée ou en sort. Les titulaires de permis ont fait remarquer que le fait d’inclure les employés dans ces exigences
serait coûteux à mettre en place et retarderait la relève des
équipes, sans pour autant améliorer vraiment la sécurité. Le
règlement limite maintenant les fouilles obligatoires, décrites ci-dessous, en attendant l’achèvement du projet de
révision de la menace globale à la sécurité dans les installations nucléaires canadiennes.
Les fouilles empêcheraient les terroristes ou d’autres personnes d’apporter des armes ou des explosifs dans une aire
protégée ou d’en retirer des substances nucléaires de
catégorie I, II ou III. Le règlement permet à l’exploitant
d’effectuer des fouilles en utilisant des moyens techniques
non intrusifs comme des détecteurs de métal ou de
l’équipement radiographique.
a) Solutions de rechange aux fouilles au périmètre des
aires protégées
Il n’existe pas de solution de rechange pour éviter que des
explosifs ou des armes ne soient introduits dans une aire
protégée d’une installation nucléaire canadienne. La solution de rechange consistant à ne pas améliorer les mesures
de sécurité pour les aires protégées ferait que les systèmes
de sécurité des installations nucléaires canadiennes seraient
inférieurs à ceux dont sont munies des installations similaires de par le monde.
b) Coûts
Les titulaires de permis touchés ont estimé que les nouvelles dispositions coûteraient au total 2,7 millions de dollars à
mettre en oeuvre et que les coûts d’exploitation seraient
d’environ 1,7 million de dollars par année.
c) Avantages
La tendance mondiale actuelle est de rehausser les mesures
de sécurité aux grandes installations nucléaires. La nouvelle
initiative visant les fouilles est un élément de la réponse canadienne visant à assurer que les mesures de sécurité protégeant les installations nucléaires sont comparables à celles
adoptées ailleurs dans le monde.
3.9
3.9
Nuclear Non-Proliferation Import and Export Control
Regulations
The new regulations increase the number of items for which
import licences are required so that Canada will be in a better
position to implement its international obligations with respect to
the control of nuclear equipment. Canada imports little of this
Règlement sur le contrôle de l’importation et de
l’exportation à des fins de non-prolifération
Le nouveau règlement augmente le nombre d’articles pour lesquels un permis d’importation est exigé; le Canada sera ainsi
mieux placé pour respecter ses obligations internationales en matière de contrôle de l’équipement nucléaire. Le Canada importe
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
equipment, and most companies who would import these items
currently have import licences for other reasons, so the overall
effect of adding items to the list is not considered to be significant.
As a result of consultations, the list of items requiring import
licences has been significantly shortened from that published in
the Canada Gazette, Part I. Initially, importing any component of
a nuclear facility required a licence, but following discussions
with the industry, it was concluded that import licences should
only be required for major components as identified in Part A.2 of
the schedule to the regulations.
peu d’équipement de ce genre, et la plupart des entreprises qui
importent de tels articles possèdent actuellement des permis
d’importation pour d’autres raisons; ainsi, l’effet général de
l’ajout d’articles à cette liste n’est pas considéré comme important.
À la suite de consultations, la liste des articles nécessitant un
permis d’importation a été réduite de façon significative par rapport à celle publiée dans la Gazette du Canada Partie I. Au départ, un permis était nécessaire pour importer toute composante
d’une installation nucléaire, mais, à la suite de discussions avec
l’industrie, on est arrivé à la conclusion qu’il faudrait des permis
d’importation seulement pour les composantes importantes,
comme celles identifié à la partie A.2 de l’annexe du règlement.
3.10 Canadian Nuclear Safety Commission Rules of Procedure
3.10 Règles de procédure de la Commission canadienne de
sûreté nucléaire
The Canadian Nuclear Safety Commission Rules of Procedure
provide a legal framework for the conduct of public hearings held
by the Commission and for opportunities to be heard by the
Commission or a designated officer. In the past, under the Atomic
Energy Control Board (AECB), the framework for conducting
hearings and meetings was contained in “policy” type documents
which were approved by the Board, but were not regulations.
These rules, while they can be varied or supplemented in order to
ensure that a proceeding is dealt with as informally and expeditiously as possible, will streamline the Commission’s decisionmaking procedures for the benefit of all participants.
Les Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire prévoit un cadre juridique pour la tenue
d’audiences publiques de la CCSN et pour les possibilités d’être
entendu par la CCSN ou par un fonctionnaire désigné. Auparavant, sous la gouverne de la CCSN de contrôle de l’énergie atomique (CCEA), le cadre de travail pour la tenue d’audiences et de
réunions faisait partie de documents dans lesquels des politiques
approuvées par la CCSN étaient énoncées, mais il ne s’agissait
pas de règlements. Ces règles, qui pourront être modifiées ou
enrichies afin de garantir qu’une procédure se déroule de façon
informelle et rapide, simplifieront les procédures de prise de décision de la CCSN à l’avantage de tous les participants.
La CCEA tient des réunions publiques depuis environ 10 ans.
Les règles représentent l’expérience accumulée par la CCSN au
cours de cette période. Depuis la publication de la politique
d’application de la réglementation P-76 en août 1997, la CCSN a
reçu de nombreux commentaires à son sujet. Ces commentaires
ont été pris en considération dans l’élaboration des règles.
Le 13 février 1999, le projet de Règles de procédure de la
Commission canadienne de la sûreté nucléaire ont été publiées
dans la Gazette du Canada Partie I, aux fins de commentaires.
Les commentaires de 21 parties intéressées ont été analysés et des
changements appropriés ont été apportés aux règles. En général,
les changements améliorent les occasions de participation des
intervenants en leur offrant du temps supplémentaire pour la préparation et l’envoi de renseignements et de mémoires à la CCSN.
Les principaux changements, qu’on trouvera aux articles 2, 17,
18, 19 et 21, se rapportent à l’avis d’audience, aux exigences de
dépôt et d’intervention, au dépôt de documents supplémentaires,
et à la participation des agents et des employés de la CCSN dans
les procédures.
Puisque la question des solutions de rechange, des coûts et des
avantages s’applique aux règles dans leur intégralité, elle sera
discutée à la fin de la présente section plutôt qu’à la suite de chaque sujet.
The AECB has held public meetings for approximately
10 years. The rules represent the accumulated experience the
Board has gained during this period. The Board has received numerous comments on Regulatory Policy P-76 since its publication
in August 1997. These comments have been considered in the
development of the rules.
On February 13, 1999, the draft Canadian Nuclear Safety
Commission Rules of Procedure were published in the Canada
Gazette, Part I for comments. The comments from 21 interested
parties were reviewed, and appropriate changes were made to the
rules. In general, the changes enhance the opportunity for intervenor participation by providing additional time for intervenors to
prepare and send information and submissions to the Commission. The main changes, found in sections 2, 17, 18, 19 and 21,
relate to notice of hearings, filing and participation requirements,
filing supplementary material, and inclusion of officers and employees of the Commission as participants.
Since the question of alternatives, costs and benefits apply to
the rules in their entirety, they will be discussed at the end of the
section, rather than following each topic.
3.10.1 Confidentiality
Over half of the 21 submissions received on the proposed
rules following their February 13, 1999, publication in
the Canada Gazette, Part I concerned section 12 which
deals with confidentiality of information. Some suggested the Commission should not treat any information
confidentially, while others thought any information
which a person requests to be kept confidential should be
so kept. Section 12 recognizes that confidentiality of
1164
3.10.1 Confidentialité
Après la publication des règles proposées le 13 février
1999 dans la Gazette du Canada Partie I, plus de la moitié des 21 mémoires reçus concernaient l’article 12, qui
traite de la confidentialité des renseignements. Certains
ont suggéré que la CCSN ne devrait pas traiter les renseignements reçus de manière confidentielle, tandis que
d’autres considéraient que, si une personne exigeait la
confidentialité de certains renseignements, la CCSN
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
some information may be needed but that the Commission should not compromise the public interest by unduly
limiting disclosure to affected participants. As a result of
comments received during consultation, section 12 was
amended to clarify the need to establish a balance between the public interest and the need to protect certain
security and confidential information.
3.10.2 Process and Notice Provisions
Comments were received on the notice provisions proposed in section 17 of the rules indicating that the process
would be longer, and therefore costlier than at present.
Other comments were to the effect that the process should
be longer to allow intervenors more time to prepare. It is
not anticipated that the new process will inherently be any
longer than the process under the AEC Act.
The process set out in Part 2 respecting public hearings
was revised to increase the ability of intervenors to adequately review and respond to the material submitted by
applicants and Commission staff. Where hearings are
scheduled to take place over two days, major facilities, licence applicants and Commission staff will be required to
submit their information within set time frames prior to
the hearing (Rule 18), as has been the practice under the
AECB. The first day of the hearing will concentrate on
this information. Intervenors will not be required to submit their information until a set period prior to the second
hearing day (Rule 19). This will provide them with an increased ability to review the information submitted by licence applicants and Commission staff, and focus on the
issues which may have been identified at the first day of
the hearing. Intervenors will then be able to submit their
information at the second hearing day and to pose questions concerning the information submitted by licence applicants and Commission staff. Commission staff, as well
as witnesses appearing for licence applicants during the
first day of hearings, will be required, unless the Commission directs otherwise, to attend during the second day
(Rule 18), to give intervenors an adequate opportunity to
ask questions.
3.10.3
Quorum and Role of Commission Staff in Proceedings
Two subsections have been added to the rules as a result
of consultations, one dealing with Commission staff and
the other pertaining to the quorum of the Commission
and panels.
The rules, as they originally appeared, omitted reference
to Commission staff and their reports, which are submitted to the Commission for consideration. Some contributors noted that staff are important participants in the
process and that their participation should be formally
included; this has therefore been added. A subsection on
a quorum has also been included.
devait respecter ce choix. L’article 12 reconnaît que certains renseignements doivent être tenus confidentiels,
mais que la CCSN ne doit pas compromettre l’intérêt du
public en limitant indûment leur divulgation aux participants concernés. À la suite des commentaires présentés
pendant les consultations, l’article 12 a été modifié pour
clarifier la nécessité de trouver un juste équilibre entre
l’intérêt du public et la protection de certains renseignements à caractère confidentiel et en matière de sécurité.
3.10.2 Dispositions relatives au processus et à la convocation
Des commentaires sur les dispositions relatives à la convocation proposées à l’article 17 des règles indiquaient
que le processus serait plus long et, par conséquent, plus
coûteux qu’il ne l’est actuellement. D’autres commentaires proposaient de prolonger le processus afin que les intervenants aient plus de temps pour se préparer. Il n’est
pas prévu que le processus soit plus long en soi que celui
suivi en vertu de la LCEA.
Le processus établi dans la partie 2 concernant les audiences publiques a été révisé pour améliorer la capacité des
intervenants d’analyser adéquatement les documents
soumis par les demandeurs et les employés de la CCSN et
d’y répondre. Dans les cas d’audiences d’une durée de
plus de deux jours, les grandes installations, les demandeurs de permis et les employés de la CCSN devront présenter leurs renseignements dans le délai précisé avant
l’audience (Règle 18), comme c’était la pratique sous la
gouverne de la CCEA. La première journée de l’audience
sera consacrée à ces renseignements. Les intervenants ne
seront pas obligés de déposer leurs renseignements avant
le délai précisé avant la deuxième journée de l’audience
(Règle 19). Cela leur donnera plus de temps pour analyser
les renseignements présentés par les demandeurs de permis et les employés de la CCSN et de se concentrer sur
les questions relevées au cours de la première journée
d’audience. Les intervenants seront alors en mesure de
présenter leurs renseignements au cours de la deuxième
journée d’audience et de poser des questions concernant
les renseignements présentés par les demandeurs de permis et les employés de la CCSN. Les employés de la
CCSN ainsi que les témoins des demandeurs de permis
qui se présentent lors de la première journée d’audience
seront obligés, à moins que la CCSN en décide autrement,
de participer à la deuxième journée d’audience (Règle 18)
afin de donner aux intervenants la possibilité de poser des
questions.
3.10.3 Quorum et rôle des employés de la CCSN durant les
procédures
Deux paragraphes ont été ajoutés aux règles à la suite des
consultations. L’un traite des employés de la CCSN, et
l’autre se rapporte au quorum de la CCSN et des formations.
À l’origine, les règles ne mentionnaient pas les employés
de la CCSN et leurs rapports, qui sont soumis à la CCSN
aux fins d’examen. Certains contributeurs ayant fait remarquer que les employés sont des participants importants du processus et que leur participation doit être reconnue de façon officielle, ce qui a donc été ajouté, ainsi
qu’un paragraphe relatif au quorum.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-202
The addition of these two subsections will not affect the
rights or obligations of participants and are therefore seen
as minor changes.
3.10.4 Other Changes
A number of other changes were made to the rules to provide clarification, correct errors and ensure that the English and French versions were the same. None of these
changes is major.
(a) Alternatives
The NSC Act requires the Commission to hold public
hearings in certain specified situations and to give a reasonable opportunity for affected parties to be heard. The
NSC Act also requires that rules of procedure must be
established by regulation so that there are no alternatives.
In many respects, the proposed rules reflect the AECB’s
practice as described in its Regulatory Policy P-76, Policy
and Procedures for Making Submissions and Appearances Before the Atomic Energy Control Board.
(b) Consistency with Regulatory Policy and the Citizens’ Code
The rules provide interested parties with a fair opportunity to participate in the Commission’s public hearings
process and affected parties with an opportunity to be
heard, while ensuring that the statutory rights of applicants and licensees are recognized.
(c) Benefits
These Rules will constitute a published standard set of
procedures for all participants to follow in proceedings
before the Commission. The rules establish the Commission’s procedures in accordance with its mandate to resolve matters before it as informally and expeditiously as
the circumstances and the considerations of fairness permit. They will benefit licensees, applicants and interested
parties by describing the process. As well, the rules will
assist the Commission in conducting its proceedings in
accordance with the requirements of administrative law
and the NSC Act.
Since the NSC Act also provides the authority for decision making by inspectors and designated officers, the
rules address these functions and the opportunity for affected parties to be heard.
(d) Costs
The rules are consistent with the Board’s practice and
therefore cause no significant additional cost to industry,
the public or government.
L’ajout de ces deux paragraphes n’affecte en rien les
droits et les obligations des participants et est, par conséquent, considéré comme une modification mineure.
3.10.4 Autres modifications
Un certain nombre d’autres modifications ont été apportées aux règles dans le but de clarifier des choses, de
corriger des erreurs et de s’assurer que les versions
anglaise et françaises étaient identiques. Aucune de ces
modifications n’est capitale.
a) Solutions de rechange
La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires exige
que la CCSN tienne des audiences publiques dans certaines situations précises et donne une possibilité raisonnable aux parties touchées de se faire entendre. Elle stipule également que les règles de procédure doivent être
établies par règlement; il n’y a donc pas de solutions de
rechange. À bien des égards, les règles proposées reflètent
la pratique de la CCEA telle qu’elle est décrite dans sa
politique d’application de la réglementation P-76, Politique et règles de procédure sur les mémoires et les interventions à l’adresse de la Commission de contrôle de
l’énergie atomique.
b) Uniformité avec la politique de réglementation et le
code du citoyen
Les règles fournissent aux parties intéressées une possibilité juste de participer aux audiences publiques de la
CCSN et aux parties touchées une chance de se faire entendre, tout en garantissant la reconnaissance des droits
statutaires des demandeurs et des titulaires de permis.
c) Avantages
Ces règles constitueront un ensemble standard de procédures à suivre par tous les participants qui se présentent
devant la CCSN. Elles établissent les procédures de la
CCSN conformément à son mandat, qui est de résoudre
les questions qui lui sont soumises de la façon la plus informelle et rapide que les circonstances et les questions
d’équité le permettent. En donnant une description du
processus, les règles sont à l’avantage des demandeurs et
titulaires de permis ainsi que des parties intéressées. En
outre, elles aideront la CCSN à mener les procédures conformément aux exigences du droit administratif et de la
LSRN.
Étant donné que la LSRN donne aussi le droit aux inspecteurs et aux fonctionnaires désignés de prendre des
décisions, les règles portent sur ces fonctions et sur la
possibilité pour les parties touchées de se faire entendre.
d) Coûts
Les règles correspondent aux pratiques de la CCSN et,
par conséquent, n’occasionnent pas de coûts additionnels
importants à l’industrie, au public ou au gouvernement.
4. Environmental Impact
4. Incidences environnementales
There are no adverse environmental effects anticipated from
the passage of these Regulations. The major positive environmental impacts of these Regulations are the requirements to consider the environment in any licensing action and the regulatory
scheme to require financial guarantees for decommissioning and
waste management. The AEC Act and Regulations make no
mention of the environment, but the AECB has been including
appropriate requirements via licence conditions. The NSC Act, on
L’adoption des nouveaux règlements n’entraînera vraisemblablement pas d’effets négatifs sur l’environnement. Les règlements
ont pour principales retombées positives d’obliger à tenir compte
de l’environnement dans toute mesure d’autorisation, ainsi qu’à
fournir des garanties financières pour le déclassement et la gestion des déchets. La Loi sur le contrôle de l’énergie atomique et
ses règlements ne font pas mention de l’environnement, mais la
CCEA assortit les permis des conditions appropriées. D’autre
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the other hand, states that one of the objects of the Commission is
to “prevent unreasonable risk to the environment”. Protecting the
environment is therefore mentioned extensively throughout the
new regulations.
part, aux termes de la LSRN, la CCSN a pour mission de maintenir à un niveau acceptable le risque pour l’environnement. La
protection de l’environnement est donc mentionnée abondamment
dans les nouveaux règlements.
5. Consultation
5. Consultations
The AECB maintains close contact with its licensees and the
public by a variety of means, including open Board meetings,
public meetings and sessions with Board members and staff.
Regular visits by staff to licensed premises and staff working at
the nuclear power sites allow for a continuous exchange of information. In addition to this regular dialogue with licensees and
stakeholders, the AECB undertook general consultations on the
new regulations and specific consultations on the new dose limits,
transportation requirements and enhanced security requirements.
La CCEA maintient un contact étroit avec ses titulaires de
permis et le public par divers moyens, notamment les réunions de
la CCSN, les rencontres publiques et les séances avec les commissaires et le personnel de la CCSN. Les visites régulières des
employés aux installations autorisées et leur interaction avec le
personnel des centrales favorisent l’échange continu d’information. Outre ce dialogue constant avec les titulaires de permis et les
parties intéressées, la CCEA a mené des consultations générales
sur les nouveaux règlements et des consultations particulières sur
les nouvelles limites de dose ainsi que sur les exigences en matière de transport et d’amélioration de la sécurité.
Bien que le processus de réglementation gouvernemental ne
l’exige pas, la CCEA a produit des projets de règlement, qui sont
devenus disponibles peu après l’adoption de la LSRN. Cela lui a
permis de faire connaître au public et à l’industrie nucléaire ses
intentions et d’obtenir des commentaires tôt au cours du processus. Les projets de règlements ont été publiés sur le site Web de la
CCEA, et toutes les personnes intéressées ont pu s’en procurer
une copie sur support papier. Des avis ont été placés dans son
périodique, le Reporter, et un avis a été envoyé à environ
5 000 titulaires de permis et personnes ayant manifesté de l’intérêt pour les questions nucléaires. La CCEA a reçu 1 588 commentaires de 42 particuliers et organisations. Elle a analysé ces
commentaires et, le cas échéant, modifié les règlements en conséquence. Un document décrivant les commentaires individuels et
les réponses fournies par la CCEA est disponible sur le site Web
de la CCEA (www.aecb-ccea.gc.ca), et une copie sur support
papier peut être obtenue en communiquant avec la CCEA.
Le 10 octobre 1998, la CCEA a publié une version provisoire
des neuf règlements techniques dans la Gazette du Canada Partie I pour respecter les exigences du processus d’approbation du
gouvernement fédéral en matière de période de commentaires
officielle. Durant la période de commentaires, huit rencontres
publiques ont eu lieu dans les grands centres du pays afin de permettre aux partenaires d’obtenir davantage de renseignements sur
les règlements. En outre, des rencontres ont eu lieu avec les titulaires de permis de centrales nucléaires. À la fin de la période de
commentaires, le 1er décembre 1998, la CCEA avait reçu environ
800 commentaires individuels provenant de 78 participants. Une
fois de plus, elle a analysé ces commentaires et, le cas échéant,
modifié les projets de règlement en conséquence. Tout comme
pour les consultations précédentes, la CCEA a publié un document décrivant les commentaires et les réponses qu’elle a fournies.
À compter de janvier 1999, une série de rencontres a eu lieu
avec les titulaires de permis importants et d’autres parties intéressées concernant certaines questions importantes associées à la
mise en oeuvre des nouveaux règlements. L’Association nucléaire
canadienne et ses membres, la Saskatchewan Mining Association
et ses membres, l’Association canadienne de radioprotection,
Transports Canada et le gouvernement de la Saskatchewan ont
participé à ces rencontres.
Although it is not required by the government’s regulatory process, the AECB made draft regulations available soon after the
Act was passed. This provided the public and the nuclear industry
with an indication of the AECB’s intentions and the AECB with
comments at an early stage in the process. The draft regulations
were published on the AECB Web site and paper copies were
made available to any person who requested them. Notices were
placed in the AECB Reporter and a notice was sent out to approximately 5,000 licensees and persons who have expressed
interest in nuclear issues. The AECB received 1,588 comments
from 42 individuals or organizations. These comments were analyzed, and where appropriate, changes were made to the regulations. A document describing each comment and the AECB’s
response to the comment is available on the AECB’s Web site
(www.aecb-ccea.gc.ca), and paper copies can be obtained by
contacting the AECB.
On October 10, 1998, the AECB published a draft version of
the nine technical regulations in the Canada Gazette, Part I for
the official comment period required in the federal government’s
regulatory approval process. During the comment period, eight
public meetings were held in major centres across the country to
allow stakeholders an opportunity to obtain more information
about the regulations. In addition, meetings were held with the
reactor licensees. When the comment period closed on December 1, 1998, the AECB had received approximately 800 individual comments from 78 contributors. Again, these comments were
reviewed, and where appropriate, changes were made to the draft
regulations. As with the earlier round of consultations, a document describing the comments and how they were addressed has
been published by the AECB.
Beginning in January 1999, a series of meetings were held with
some major licensees and other stakeholders concerning some of
the significant issues associated with implementing the new
regulations. These included the Canadian Nuclear Association
and its members, the Saskatchewan Mining Association and its
members, the Canadian Radiation Protection Association, Transport Canada and the Government of Saskatchewan.
6. Compliance and Enforcement
6. Respect et exécution
These Regulations will be proclaimed under the NSC Act and
will be subject to the Compliance Policy of the CNSC. With the
Les règlements seront proclamés aux termes de la LSRN et assujettis à la politique de conformité de la CCSN. Avec l’adoption
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introduction of the new initiatives noted above, and the new range
of penalties and enforcement powers established in the NSC Act,
the new regulatory regime will put greater emphasis on safe operation in the interests of health, safety, security and the environment. In particular, options under the NSC Act that allow the
courts to order redress of contamination and other penalties as
part of the sanction system, are expected to yield valuable new
compliance tools.
The Commission will also continue the policy of the AECB to
promote compliance through notices, explanatory material, public
meetings and seminars. Priority will be placed on the new initiatives noted above.
Compliance verification will continue to be carried out by
trained inspectors who will monitor all nuclear activities on the
basis of risk and the historical performance of the licensees. Nuclear power plant licensees will continue to have resident inspectors from the Commission working full time on site at their facilities. The NSC Act will give wider and more explicit powers to
inspectors, subject to review by the Commission.
Violations can result in an escalating range of actions, including warnings, orders by inspectors or designated officers, licence
suspension and prosecution. Inspectors will also be able to issue
orders to address problems where risks to the safety of persons or
the environment are discovered.
des nouvelles initiatives susmentionnées, et compte tenu des
amendes et des pouvoirs d’application prévus dans la LSRN, le
nouveau régime de réglementation mettra davantage l’accent sur
l’exploitation sûre dans l’intérêt de la santé, de la sécurité, de la
sûreté et de l’environnement. Les options qui, aux termes de la
LSRN, autorisent les tribunaux à ordonner des réparations lors
d’une contamination ou d’autres dommages dans le cadre d’un
régime de sanctions devraient s’avérer de précieux outils pour
assurer la conformité.
La CCSN maintiendra la politique de la CCEA de promouvoir
la conformité grâce à des avis, des documents explicatifs, des
rencontres publiques et des séminaires. La priorité sera donnée
aux nouvelles initiatives susmentionnées.
Des inspecteurs qualifiés continueront d’effectuer la vérification de la conformité en surveillant toutes les activités nucléaires
d’après le risque et en tenant compte des antécédents des titulaires
de permis. Le titulaire d’un permis de centrale nucléaire continuera d’avoir à demeure des inspecteurs de la CCSN à plein temps.
La LSRN confère à l’inspecteur des pouvoirs plus vastes et plus
explicites, sous réserve de révision par la CCSN.
Les infractions peuvent entraîner des mesures allant d’un simple avertissement à une poursuite, en passant par un ordre donné
par un inspecteur ou un fonctionnaire désigné à la suspension du
permis. Un inspecteur pourra aussi émettre les ordres qu’il estime
nécessaires pour assurer la sécurité des personnes et protéger
l’environnement.
6.1 Canadian Nuclear Safety Commission Rules of Procedure
6.1 Règles de procédure de la Commission canadienne de sûreté nucléaire
Since the rules are procedural, compliance with them is supported by the procedural powers given to the Commission by the
NSC Act. In addition to its power to control its proceedings, the
Commission will be a court of record. It has, with respect to the
appearance, summoning and examination of witnesses, the production and inspection of records, the enforcement of its orders
and other matters necessary or proper for the due exercise of its
jurisdiction, all powers that are necessary to carry out its duties.
Puisque les règles sont de nature procédurale, leur respect est
soutenu par les pouvoirs procéduraux consentis à la CCSN par la
LSRN. En plus de pouvoir contrôler ses procédures, la CCSN
sera un tribunal d’archives. Elle possède, en matière de participation, d’assignation et d’interrogation des témoins, de production
et d’inspection des dossiers, d’application de ses ordonnances et
d’autres questions nécessaires ou appropriées à l’exercice régulier
de sa compétence, tous les pouvoirs nécessaires à l’exercice de
ses fonctions.
7. Overall Cost
7. Coût d’ensemble
The total cost to implement the new requirements in the regulations is estimated to be $5.9 million, 46ÿ of which results from
new requirements relating to security.
The annual incremental cost associated with the new requirements in the regulations is estimated to be $4.5 million per year,
56ÿ of which results from additional security requirements and
22ÿ of which results from the new dose limits.
To implement the new Act and regulations, the Commission
received no additional resources so training has and will continue
to be accomplished by a reallocation of existing resources. The
cost to train Commission staff on the new Act and regulations
consists of direct costs for items such as contractors, materials
and facilities plus the time spent by Commission staff away from
their regular duties. The training program will be spread over the
three fiscal years beginning on April 1, 1998 and ending on
March 31, 2001. The direct costs are estimated to be $370,000 per
year for each of the three fiscal years. This represents approximately 1ÿ of the Commission’s annual budget.
Le coût total de la mise en oeuvre des nouvelles exigences réglementaires est estimé à 5,9 millions de dollars, dont 46 ÿ découlent des nouvelles exigences en matière de sécurité.
Le coût additionnel des nouvelles exigences est estimé à
4,5 millions de dollars par année, dont 56 ÿ découlent des exigences additionnelles en matière de sécurité, et 22 ÿ des nouvelles limites de dose.
La CCSN n’a reçu aucune ressource additionnelle pour la mise
en oeuvre de la nouvelle loi et de ses règlements; la réaffectation
des ressources existantes a donc servi, et servira, à assurer la formation. Le coût de la formation sur la nouvelle loi et ses règlements à l’intention du personnel de la CCSN consiste en frais
directs pour des éléments comme les entrepreneurs, le matériel et
les installations, en plus du temps que les employés de la CCSN
passent loin de leurs tâches régulières. Le programme de formation sera réparti sur trois exercices à partir du 1er avril 1998 et se
terminera le 31 mars 2001. Les frais directs sont estimés à
370 000 $ par année pour chacun des exercices. Cela représente
environ 1 ÿ du budget annuel de la CCSN.
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Staff time spent in developing and delivering training, plus the
time spent by trainees away from their regular duties, will average
9 FTEs (full time equivalents) during each of the three fiscal
years. This reallocation, which represents approximately 2ÿ of
the Commission’s staff allocation, will be accomplished by reducing the number of inspections and increasing the time period
between licence renewals for licensees who have a good compliance history.
The Canadian Environmental Assessment Act (CEA Act) requires that environmental assessments be completed for some
projects proposed for AECB approval. With the introduction of
the NSC Act, subsequent changes to CEA Regulations will be
required. The Canadian Environmental Assessment Agency is
considering amendments to the CEA Regulations but until its
regulatory process has been completed, the effect on licensees is
unknown. Questions such as environmental assessments at the
time of licence renewal for nuclear facilities will be addressed but
until the CEA Regulations are amended, an estimate of any incremental costs is not possible.
Le temps que les employés passent à élaborer et à assurer la
formation, plus le temps que les stagiaires passent loin de leurs
tâches régulières représente en moyenne neuf (9) ETP (équivalent
temps plein) pendant chacun des exercices. La réaffectation, qui
touche environ 2 ÿ du personnel de la CCSN, se fera en réduisant
le nombre d’inspections et en prolongeant le délai de renouvellement des permis pour les titulaires dont le dossier de conformité
est bon.
La Loi canadienne sur l’évaluation environnementale exige
qu’une évaluation environnementale soit réalisée pour certains
projets ou certaines propositions faisant l’objet d’une approbation
de la CCEA. L’entrée en vigueur de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires signifie que des modifications devront
être apportées à la réglementation en matière d’évaluation environnementale. L’Agence canadienne d’évaluation environnementale examine cette question, mais tant que son processus de
réglementation ne sera pas achevé, on ne peut déterminer
l’incidence de ces mesures sur les titulaires de permis. Des considérations telles que les évaluations environnementales au moment
du renouvellement des permis des installations nucléaires seront
abordées, mais d’ici à ce que la réglementation en matière
d’évaluation environnementale soit effectivement modifiée, on ne
peut évaluer les coûts additionnels.
8. Contact
8. Personne-ressource
Ross Brown
Manager, New Act Implementation Group
Atomic Energy Control Board
280 Slater Street, 4th Floor
P.O. Box 1046, Station B
Ottawa, Ontario
K1P 5S9
Telephone: (613) 995-1357
FAX: (613) 995-5086
E-mail: brown.r@atomcon.gc.ca
Published by the Queen's Printer for Canada, 2000
Ross Brown
Gestionnaire, Groupe de la mise en oeuvre de la nouvelle Loi
Commission de contrôle de l’énergie atomique
280, rue Slater, 4e étage
C. P. 1046, Succursale B
Ottawa (Ontario)
K1P 5S9
Téléphone : (613) 995-1357
TÉLÉCOPIEUR : (613) 995-5086
Courriel : brown.r@atomcon.gc.ca
Publié par l'Imprimeur de la Reine pour le Canada, 2000
1169
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-203
Registration
SOR/2000-203 31 May, 2000
Enregistrement
DORS/2000-203 31 mai 2000
NUCLEAR SAFETY AND CONTROL ACT
LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION
NUCLÉAIRES
Radiation Protection Regulations
Règlement sur la radioprotection
P.C. 2000-783 31 May, 2000
C.P. 2000-783 31 mai 2000
Her Excellency the Governor General in Council, on the recommendation of the Minister of Natural Resources, pursuant to
section 44 of the Nuclear Safety and Control Acta, hereby approves the annexed Radiation Protection Regulations made by
the Canadian Nuclear Safety Commission on May 31, 2000.
Sur recommandation du ministre des Ressources naturelles et
en vertu de l’article 44 de la Loi sur la sûreté et la réglementation
nucléairesa, Son Excellence la Gouverneure générale en conseil
agrée le Règlement sur la radioprotection, ci-après, pris le 31 mai
2000 par la Commission canadienne de sûreté nucléaire.
———
a
S.C. 1997, c. 9
a
1170
———
L.C. 1997, ch. 9
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-203
CANADIAN NUCLEAR SAFETY COMMISSION
COMMISSION CANADIENNE DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE
RADIATION PROTECTION REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LA RADIOPROTECTION
Table of Contents
Table des matières
INTERPRETATION AND APPLICATION
1. Interpretation
2. Application
OBLIGATIONS OF LICENSEES AND NUCLEAR
ENERGY WORKERS
3. Administration of Nuclear Substance for Medical
Purposes
4. Radiation Protection Program
5. Ascertainment and Recording of Doses
6. Action Levels
7. Provision of Information
8. Requirement to Use Licensed Dosimetry Service
9. Collection of Personal Information
10. Nuclear Energy Workers
11. Pregnant Nuclear Energy Workers
RADIATION DOSE LIMITS
12. Interpretation
13. Effective Dose Limits
14. Equivalent Dose Limits
15. Emergencies
16. When Dose Limit Exceeded
17. Authorization of Return to Work
DOSIMETRY SERVICES
18. Application for Licence to Operate
19. Obligations of Licensees
LABELLING AND SIGNS
20. Labelling of Containers and Devices
21. Posting of Signs at Boundaries and Points of Access
22. Use of Radiation Warning Symbol
23. Frivolous Posting of Signs
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
1. Définitions
2. Champ d’application
OBLIGATIONS DES TITULAIRES DE PERMIS ET DES
TRAVAILLEURS DU SECTEUR NUCLÉAIRE
3. Administration de substances nucléaires à des fins
thérapeutiques
4. Programme de radioprotection
5. Contrôle et enregistrement des doses
6. Seuil d’intervention
7. Renseignements à fournir
8. Obligation d’utiliser un service de dosimétrie
autorisé
9. Collecte des renseignements personnels
10. Travailleurs du secteur nucléaire
11. Travailleuses enceintes du secteur nucléaire
LIMITES DE DOSE DE RAYONNEMENT
12. Définitions
13. Limites de dose efficace
14. Limites de dose équivalente
15. Situations d’urgence
16. Dépassement des limites de dose
17. Autorisation de retourner au travail
SERVICES DE DOSIMÉTRIE
18. Demande de permis d’exploitation
19. Obligations du titulaire de permis
ÉTIQUETAGE ET AFFICHAGE
20. Étiquetage des récipients et des appareils
21. Affichage aux limites et aux points d’accès
22. Utilisation du symbole de mise en garde contre les
rayonnements
23. Affichage frivole de panneaux
RECORDS TO BE KEPT BY LICENSEES
24.
TRANSITIONAL PROVISION
25.
COMING INTO FORCE
26.
DOCUMENT À TENIR PAR LE TITULAIRE DE PERMIS
24.
DISPOSITION TRANSITOIRE
25.
ENTRÉE EN VIGUEUR
26.
1171
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
SCHEDULE 1
SCHEDULE 2
SCHEDULE 3
1172
ORGAN OR TISSUE WEIGHTING
FACTORS
RADIATION WEIGHTING
FACTORS
RADIATION WARNING SYMBOL
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ANNEXE 1
ANNEXE 2
ANNEXE 3
FACTEURS DE PONDÉRATION POUR LES
ORGANES ET LES TISSUS
FACTEURS DE PONDÉRATION POUR LES
RAYONNEMENTS
SYMBOLE DE MISE EN GARDE CONTRE
LES RAYONNEMENTS
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-203
RADIATION PROTECTION REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LA RADIOPROTECTION
INTERPRETATION AND APPLICATION
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
Interpretation
Définitions
1. (1) The definitions in this subsection apply in these Regulations.
“absorbed dose” means the quotient, in gray, obtained by dividing
the energy absorbed through exposure to radiation by the mass
of the body or part of the body that absorbs the radiation. (dose
absorbée)
“Act” means the Nuclear Safety and Control Act. (Loi)
“balance of the pregnancy” means the period from the moment a
licensee is informed, in writing, of the pregnancy to the end of
the pregnancy. (reste de la grossesse)
“committed” means, in respect of a dose of radiation, received by
an organ or tissue from a nuclear substance during the 50 years
after the substance is taken into the body of a person 18 years
old or older or during the period beginning at intake and ending
at age 70, after it is taken into the body of a person less than
18 years old. (engagée)
“dosimeter” means a device for measuring a dose of radiation that
is worn or carried by an individual. (dosimètre)
“effective dose” means the sum of the products, in sievert, obtained by multiplying the equivalent dose of radiation received
by and committed to each organ or tissue set out in column 1 of
an item of Schedule 1 by the weighting factor set out in column 2 of that item. (dose efficace)
“equivalent dose” means the product, in sievert, obtained by multiplying the absorbed dose of radiation of the type set out in
column 1 of an item of Schedule 2 by the weighting factor set
out in column 2 of that item. (dose équivalente)
“exemption quantity” has the same meaning as in section 1 of the
Nuclear Substances and Radiation Devices Regulations.
(quantité d’exemption)
“five-year dosimetry period” means the period of five calendar
years beginning on January 1 of the year following the year in
which these Regulations come into force, and every period of
five calendar years after that period. (période de dosimétrie de
cinq ans)
“licensed activity” means an activity described in any of paragraphs 26(a) to (f) of the Act that a licence authorizes the licensee to carry on. (activité autorisée)
“licensee” means a person who is licensed to carry on an activity
described in any of paragraphs 26(a) to (f) of the Act. (titulaire
de permis)
“one-year dosimetry period” means the period of one calendar
year beginning on January 1 of the year following the year in
which these Regulations come into force, and every period of
one calendar year after that period. (période de dosimétrie d’un
an)
“radon progeny” means the following radioactive decay products
of radon 222: bismuth 214, lead 214, polonium 214 and polonium 218. (produit de filiation du radon)
“skin” means the layer of cells within the skin that are 7 mg/cm2
below the surface. (peau)
“worker” means a person who performs work that is referred to in
a licence. (travailleur)
1. (1) Les définitions qui suivent s’appliquent au présent règlement.
« activité autorisée » Activité visée à l’un des alinéas 26a) à f) de
la Loi que le titulaire de permis est autorisé à exercer. (licensed
activity)
« dose absorbée » Quotient, exprimé en grays, de l’énergie communiquée par le rayonnement à un corps ou un organe par la
masse de ce corps ou de cet organe. (absorbed dose)
« dose efficace » Somme, exprimée en sieverts, des valeurs dont
chacune représente le produit de la dose équivalente reçue par
un organe ou un tissu, et engagée à leur égard, figurant à la
colonne 1 de l’annexe 1 par le facteur de pondération figurant à
la colonne 2. (effective dose)
« dose équivalente » Produit, exprimé en sieverts, de la dose absorbée d’un type de rayonnement figurant à la colonne 1 de
l’annexe 2 par le facteur de pondération figurant à la colonne 2.
(equivalent dose)
« dosimètre » Appareil qui est conçu pour mesurer la dose de
rayonnement et que porte la personne. (dosimeter)
« engagée » S’entend d’une dose de rayonnement reçue d’une
substance nucléaire par un organe ou un tissu durant les 50 années suivant l’incorporation de la substance dans le corps d’une
personne qui a 18 ans ou plus ou durant la période commençant
à son incorporation et se terminant à l’âge de 70 ans, dans le
cas où elle est incorporée dans le corps d’une personne qui a
moins de 18 ans. (committed)
« Loi » La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (Act)
« peau » Couche de cellules dans la peau qui sont à 7 mg/cm2
sous la surface. (skin)
« période de dosimétrie de cinq ans » Période de cinq années civiles commençant le 1er janvier de l’année suivant celle de
l’entrée en vigueur du présent règlement, et toutes les périodes
subséquentes de cinq années. (five-year dosimetry period)
« période de dosimétrie d’un an » Période d’une année civile
commençant le 1er janvier de l’année suivant celle de l’entrée
en vigueur du présent règlement, et toutes les périodes subséquentes d’une année civile. (one-year dosimetry period)
« produit de filiation du radon » S’entend des produits suivants de
la désintégration radioactive du radon 222 : bismuth 214,
plomb 214, polonium 214 et polonium 218. (radon progeny)
« quantité d’exemption » S’entend au sens de l’article 1 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement. (exemption quantity)
« reste de la grossesse » Période allant du moment où le titulaire
de permis est avisé par écrit de la grossesse jusqu’à la fin de la
grossesse. (balance of the pregnancy)
« titulaire de permis » Personne autorisée par permis à exercer
toute activité visée à l’un des alinéas 26a) à f) de la Loi. (licensee)
« travailleur » Personne qui effectue un travail mentionné dans un
permis. (worker)
« unité alpha » Concentration, dans l m3 d’air, des produits de
filiation du radon ayant une énergie potentielle de 2,08 x 10-5 J.
(working level)
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“working level” means the concentration of radon progeny in l m3
of air that has a potential alpha energy of 2.08 x 10-5 J. (unité
alpha)
“working level month” means the exposure that results from the
inhalation of air containing one working level for 170 hours.
(unité alpha-mois)
(2) For the purpose of the definition “dosimetry service” in
section 2 of the Act, a facility for the measurement and monitoring of doses of radiation received by or committed to nuclear
energy workers who have a reasonable probability of receiving an
effective dose greater than 5 mSv in a one-year dosimetry period
is prescribed as a dosimetry service.
(3) For the purpose of the definition “nuclear energy worker”
in section 2 of the Act, the prescribed limit for the general public
is 1 mSv per calendar year.
Application
« unité alpha-mois » Exposition qui résulte de l’inhalation, pendant 170 heures, d’air contenant une unité alpha. (working level
month)
(2) Pour l’application de la définition de « service de dosimétrie » à l’article 2 de la Loi, est désignée un service de dosimétrie
l’installation servant à la mesure et au contrôle des doses de
rayonnement reçues par un travailleur du secteur nucléaire, ou
engagées à son égard, lorsque le travailleur au cours d’une période de dosimétrie d’un an, risque vraisemblablement de recevoir
une dose efficace supérieure à 5 mSv.
(3) Pour l’application de la définition de « travailleur du secteur nucléaire » à l’article 2 de la Loi, la limite fixée pour la population est de 1 mSv par année civile.
Champ d’application
2. (1) Subject to subsection (2), these Regulations apply generally for the purposes of the Act.
(2) Only section 3 of these Regulations applies to a licensee in
respect of a dose of radiation received by or committed to a person
(a) in the course of the person’s examination, diagnosis or
treatment, as directed by a medical practitioner who is qualified
to examine, diagnose or treat the person under the applicable
provincial legislation;
(b) while the person is acting as a caregiver, outside a medical
facility and not as an occupation, for a patient to whom a nuclear substance has been administered for therapeutic purposes
as directed by a medical practitioner who is qualified to give
such direction under the applicable provincial legislation; or
(c) as a result of the person’s voluntary participation in a biomedical research study supervised by a medical practitioner
who is qualified to provide such supervision under the applicable provincial legislation.
2. (1) Sous réserve du paragraphe (2), le présent règlement
s’applique de façon générale dans le cadre de la Loi.
(2) Seul l’article 3 du présent règlement s’applique au titulaire
de permis quant à une dose de rayonnement qui est reçue par une
personne, ou engagée à son égard, lorsque la personne :
a) fait l’objet d’un examen, notamment diagnostique, ou d’un
traitement par un médecin qualifié à cet égard conformément
aux lois provinciales applicables;
b) dispense des soins, à titre bénévole et en dehors d’un établissement médical, à un patient à qui une substance nucléaire a été
administrée à des fins thérapeutiques selon les instructions d’un
médecin qualifié à cet égard conformément aux lois provinciales applicables;
c) participe de son propre gré à une étude de recherche biomédicale sous la surveillance d’un médecin qualifié à cet égard
conformément aux lois provinciales applicables.
OBLIGATIONS OF LICENSEES AND NUCLEAR ENERGY WORKERS
OBLIGATIONS DES TITULAIRES DE PERMIS ET DES TRAVAILLEURS
DU SECTEUR NUCLÉAIRE
Administration of Nuclear Substance for Medical Purposes
Administration de substances nucléaires à des fins thérapeutiques
3. When a nuclear substance is administered to a person for
therapeutic purposes, the licensee shall, before the person leaves
the place where the substance is administered, inform the person
of methods for reducing the exposure of others to radiation from
that person.
3. Le titulaire de permis informe la personne à qui une substance nucléaire a été administrée à des fins thérapeutiques et qui
s’apprête à quitter le lieu où la substance lui a été administrée des
méthodes pour réduire l’exposition d’autrui au rayonnement dont
elle est la source.
Radiation Protection Program
Programme de radioprotection
4. Every licensee shall implement a radiation protection program and shall, as part of that program,
(a) keep the amount of exposure to radon progeny and the effective dose and equivalent dose received by and committed to
persons as low as is reasonably achievable, social and economic factors being taken into account, through the implementation of
(i) management control over work practices,
(ii) personnel qualification and training,
(iii) control of occupational and public exposure to radiation,
and
(iv) planning for unusual situations; and
4. Le titulaire de permis met en oeuvre un programme de radioprotection et, dans le cadre de ce programme :
a) maintient le degré d’exposition aux produits de filiation du
radon ainsi que la dose efficace et la dose équivalente qui sont
reçues par la personne, et engagées à son égard, au niveau le
plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre, compte
tenu des facteurs économiques et sociaux, par :
(i) la maîtrise des méthodes de travail par la direction,
(ii) les qualifications et la formation du personnel,
(iii) le contrôle de l’exposition du personnel et du public au
rayonnement,
(iv) la préparation aux situations inhabituelles;
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-203
(b) ascertain the quantity and concentration of any nuclear substance released as a result of the licensed activity
(i) by direct measurement as a result of monitoring, or
(ii) if the time and resources required for direct measurement
as a result of monitoring outweigh the usefulness of ascertaining the quantity and concentration using that method, by
estimating them.
b) détermine la quantité et la concentration des substances nucléaires rejetées par suite de l’exercice de l’activité autorisée :
(i) par mesure directe résultant du contrôle,
(ii) par évaluation, lorsque le temps et les ressources exigés
pour une mesure directe sont trop importants par rapport à
son utilité.
Ascertainment and Recording of Doses
Contrôle et enregistrement des doses
5. (1) For the purpose of keeping a record of doses of radiation
in accordance with section 27 of the Act, every licensee shall
ascertain and record the magnitude of exposure to radon progeny
of each person referred to in that section, as well as the effective
dose and equivalent dose received by and committed to that person.
(2) A licensee shall ascertain the magnitude of exposure to radon progeny and the effective dose and equivalent dose
(a) by direct measurement as a result of monitoring; or
(b) if the time and resources required for direct measurement as
a result of monitoring outweigh the usefulness of ascertaining
the amount of exposure and doses using that method, by estimating them.
5. (1) Pour tenir le document sur les doses de rayonnement
prévu à l’article 27 de la Loi, le titulaire de permis contrôle et
enregistre l’ampleur de l’exposition aux produits de filiation du
radon de chaque personne mentionnée à cet article, ainsi que la
dose efficace et la dose équivalente qui sont reçues par la personne et engagées à son égard.
(2) Le titulaire de permis contrôle l’ampleur de l’exposition
aux produits de filiation du radon, la dose efficace et la dose
équivalente :
a) par mesure directe résultant du contrôle;
b) par évaluation, lorsque le temps et les ressources exigés pour
une mesure directe sont trop importants par rapport à son utilité.
Action Levels
Seuil d’intervention
6. (1) In this section, “action level” means a specific dose of
radiation or other parameter that, if reached, may indicate a loss
of control of part of a licensee’s radiation protection program and
triggers a requirement for specific action to be taken.
6. (1) Dans le présent article, « seuil d’intervention » s’entend
d’une dose de rayonnement déterminée ou de tout autre paramètre
qui, lorsqu’il est atteint, peut dénoter une perte de contrôle d’une
partie du programme de radioprotection du titulaire de permis et
rend nécessaire la prise de mesures particulières.
(2) Le titulaire de permis qui apprend qu’un seuil d’intervention mentionné dans le permis pour l’application du présent paragraphe a été atteint :
a) fait enquête pour en établir la cause;
b) dégage et prend des mesures pour rétablir l’efficacité du
programme de radioprotection mis en oeuvre conformément à
l’article 4;
c) avise la Commission dans le délai prévu au permis.
(2) When a licensee becomes aware that an action level referred to in the licence for the purpose of this subsection has been
reached, the licensee shall
(a) conduct an investigation to establish the cause for reaching
the action level;
(b) identify and take action to restore the effectiveness of the
radiation protection program implemented in accordance with
section 4; and
(c) notify the Commission within the period specified in the licence.
Provision of Information
Renseignements à fournir
7. (1) Every licensee shall inform each nuclear energy worker,
in writing,
(a) that he or she is a nuclear energy worker;
(b) of the risks associated with radiation to which the worker
may be exposed in the course of his or her work, including the
risks associated with the exposure of embryos and foetuses to
radiation;
(c) of the applicable effective dose limits and equivalent dose
limits prescribed by sections 13, 14 and 15; and
(d) of the worker’s radiation dose levels.
(2) Every licensee shall inform each female nuclear energy
worker, in writing, of the rights and obligations of a pregnant
nuclear energy worker under section 11 and of the applicable
effective dose limits prescribed by section 13.
7. (1) Le titulaire de permis avise par écrit chaque travailleur
du secteur nucléaire :
a) du fait qu’il est un travailleur du secteur nucléaire;
b) des risques associés au rayonnement auquel il peut être exposé dans l’exécution de son travail, y compris ceux associés à
l’exposition des embryons et des foetus au rayonnement;
c) des limites de dose efficace et de dose équivalente applicables qui sont prévues aux articles 13, 14 et 15;
d) de ses niveaux de doses de rayonnement.
(3) Every licensee shall obtain from each nuclear energy
worker who is informed of the matters referred to in
(2) Lorsque le travailleur du secteur nucléaire est une femme,
le titulaire de permis l’avise par écrit des droits et des obligations
de la travailleuse enceinte du secteur nucléaire qui sont prévus à
l’article 11 ainsi que des limites de dose efficace applicables qui
sont prévues à l’article 13.
(3) Le titulaire de permis obtient du travailleur du secteur nucléaire une confirmation écrite que les renseignements
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-203
paragraphs (1)(a) and (b) and subsection (2) a written acknowledgement that the worker has received the information.
mentionnés aux alinéas 7(1)a) et b) et au paragraphe 7(2) lui ont
été communiqués.
Requirement to Use Licensed Dosimetry Service
Obligation d’utiliser un service de dosimétrie autorisé
8. Every licensee shall use a licensed dosimetry service to
measure and monitor the doses of radiation received by and
committed to nuclear energy workers who have a reasonable
probability of receiving an effective dose greater than 5 mSv in a
one-year dosimetry period.
8. Le titulaire de permis utilise un service de dosimétrie autorisé pour mesurer et contrôler les doses de rayonnement reçues par
le travailleur du secteur nucléaire, et engagées à son égard, lorsque le travailleur risque vraisemblablement de recevoir une dose
efficace supérieure à 5 mSv au cours d’une période de dosimétrie
d’un an.
Collection of Personal Information
Collecte des renseignements personnels
9. When, for purposes related to the administration of the Act
and these Regulations, a licensee collects personal information, as
defined in section 3 of the Privacy Act, that may be required to be
disclosed to the Commission, another government institution or a
dosimetry service, the licensee shall inform the person to whom
the information relates of the purpose for which it is being collected.
9. Le titulaire de permis qui, pour l’application de la Loi et du
présent règlement, recueille des renseignements personnels au
sens de l’article 3 de la Loi sur la protection des renseignements
personnels, qu’il peut être tenu de communiquer à la Commission, à une autre institution fédérale ou à un service de dosimétrie,
avise la personne en cause des fins auxquelles les renseignements
sont recueillis.
Nuclear Energy Workers
Travailleurs du secteur nucléaire
10. Every nuclear energy worker shall, on request by a licensee, inform the licensee of the worker’s
(a) given names, surname and any previous surname;
(b) Social Insurance Number;
(c) sex;
(d) date, province and country of birth; and
(e) dose record for the current one-year and five-year dosimetry
periods.
10. Le travailleur du secteur nucléaire fournit sur demande au
titulaire de permis les renseignements suivants :
a) ses prénoms, son nom de famille et tout nom de famille antérieur;
b) son numéro d’assurance sociale;
c) son sexe;
d) sa date, sa province et son pays de naissance;
e) le dossier de ses doses pour les périodes de dosimétrie d’un
an et de cinq ans en cours.
Pregnant Nuclear Energy Workers
Travailleuses enceintes du secteur nucléaire
11. (1) Every nuclear energy worker who becomes aware that
she is pregnant shall immediately inform the licensee in writing.
11. (1) La travailleuse du secteur nucléaire qui apprend qu’elle
est enceinte en avise immédiatement par écrit le titulaire de permis.
(2) Après avoir été avisé de la grossesse, le titulaire de permis
prend les dispositions prévues à l’article 13 qui n’entraînent aucune contrainte financière ou commerciale excessive.
(2) On being informed by a nuclear energy worker that she is
pregnant, the licensee shall, in order to comply with section 13,
make any accommodation that will not occasion costs or business
inconvenience constituting undue hardship to the licensee.
RADIATION DOSE LIMITS
LIMITES DE DOSE DE RAYONNEMENT
Interpretation
12. (1) The definitions in this subsection apply in section 13.
“ALI” or “annual limit on intake” means the activity, in becquerel, of a radionuclide that will deliver an effective dose of
20 mSv during the 50-year period after the radionuclide is
taken into the body of a person 18 years old or older or during
the period beginning at intake and ending at age 70 after it is
taken into the body of a person less than 18 years old. (LAI ou
limite annuelle d’incorporation)
“E” means the portion of the effective dose, in millisievert
(a) received by a person from sources outside the body; and
(b) received by and committed to the person from sources
inside the body, measured directly or from excreta. (E)
“I” means the activity, in becquerel, of any radionuclide that is
taken into the body, excluding the radon progeny and the activity of other radionuclides accounted for in the determination
of E. (I)
Définitions
12. (1) Les définitions qui suivent s’appliquent à l’article 13.
« E » Partie de la dose efficace, en millisievert :
a) reçue par une personne de sources situées à l’extérieur du
corps;
b) reçue par une personne, et engagée à son égard, de sources situées à l’intérieur du corps, mesurée directement ou
dans les excréments. (E)
« I » Activité, exprimée en becquerels, de tout radionucléide incorporé dans le corps, à l’exclusion de tout produit de filiation
du radon et de tout autre radionucléide dont l’activité est prise
en compte dans la détermination de E. (I)
« LAI » ou « limite annuelle d’incorporation » Activité d’un radionucléide, exprimée en becquerels, qui délivre une dose efficace de 20 mSv durant les 50 années suivant l’incorporation du
radionucléide dans le corps d’une personne qui a 18 ans ou plus
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“Rn” means the average annual concentration in the air, in Bq per
m3, of radon 222 that is attributable to a licensed activity. (Rn)
“RnP” means the exposure to radon progeny in working level
months. (RnP)
“Σ I/ALI” means the sum of the ratios of I to the corresponding
ALI. (Σ I/LAI)
(2) For the purposes of sections 13 and 14, doses of radiation
include those received from X-rays or other man-made sources of
radiation.
ou durant la periode commençant à son incorporation et se terminant à l’âge de 70 ans, dans le cas où il est incorporé dans le
corps d’une personne qui a moins de 18 ans. (ALI or annual
limit on intake)
« Rn » Moyenne annuelle de concentration, exprimée en Bq par
m3, de radon 222 dans l’air qui est imputable à l’activité autorisée. (Rn)
« RnP » Exposition, exprimée en unités alpha-mois, aux produits
de filiation du radon. (RnP)
« Σ I/LAI » Somme des quotients obtenus en divisant I par la LAI
correspondante. (Σ I/ALI)
(2) Pour l’application des articles 13 et 14, sont assimilées aux
doses de rayonnement les doses reçues à partir de rayons X ou
d’autres sources artificielles de rayonnement.
Effective Dose Limits
Limites de dose efficace
13. (1) Every licensee shall ensure that the effective dose received by and committed to a person described in column 1 of an
item of the table to this subsection, during the period set out in
column 2 of that item, does not exceed the effective dose set out
in column 3 of that item.
13. (1) Le titulaire de permis veille à ce que la dose efficace qui
est reçue par une personne visée à la colonne 1 du tableau du présent paragraphe, et engagée à son égard, au cours de la période
prévue à la colonne 2 ne dépasse pas la dose efficace figurant à la
colonne 3.
TABLE
TABLEAU
Column 1
Column 2
Column 3
Item
Person
Period
Effective Dose (mSv)
1.
Nuclear energy worker, (a) One-year dosimetry
including a pregnant
period
50
nuclear energy worker (b) Five-year dosimetry
period
100
Pregnant nuclear
Balance of the
energy worker
pregnancy
4
A person who is not a One calendar year
1
nuclear energy worker
2.
3.
(2) For the purpose of item 1 of the table to subsection (1), the
effective dose shall be calculated using the following formula and
expressed in millisievert:
E + 5RnP + 20
å ALI
I
(3) For the purpose of item 2 of the table to subsection (1), the
effective dose shall be calculated using the following formula and
expressed in millisievert:
E + 20
å ALI
I
Rn
+ 20
60
å ALI
E + 4RnP + 20
Colonne 2
Colonne 3
Dose efficace (mSv)
Article
Personne
Période
1.
Travailleur du secteur
nucléaire, y compris
une travailleuse
enceinte
Travailleuse enceinte
du secteur nucléaire
Personne autre qu’un
travailleur du secteur
nucléaire
a) Période de
dosimétrie d’un an
50
b) Période de
dosimétrie de cinq ans 100
Le reste de la grossesse 4
2.
3.
I
å ALI
I
(5) For the purpose of subsection (1), where the end of a
dosimeter-wearing period or a bioassay-sampling period does not
1
Une année civile
(2) Pour l’application de l’article 1 du tableau du paragraphe (1), la dose efficace, exprimée en millisieverts, est calculée à
l’aide de la formule suivante :
E + 5RnP + 20
å LAI
I
(3) Pour l’application de l’article 2 du tableau du paragraphe (1), la dose efficace, exprimée en millisieverts, est calculée à
l’aide de la formule suivante :
E + 20
(4) For the purpose of item 3 of the table to subsection (1), the
effective dose shall be calculated using either of the following
formulas and expressed in millisievert:
E+
Colonne 1
å LAI
I
(4) Pour l’application de l’article 3 du tableau du paragraphe (1), la dose efficace, exprimée en millisieverts, est calculée à
l’aide de l’une des formules suivantes :
E+
Rn
+ 20
60
å LAI
E + 4RnP + 20
I
å LAI
I
(5) Pour l’application du paragraphe (1), lorsque la fin de la période de port du dosimètre ou de la période d’échantillonnage
1177
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-203
coincide with the end of a dosimetry period set out in column 2 of
the table to that subsection, the licensee may extend or reduce the
dosimetry period to a maximum of two weeks so that the end of
the dosimetry period coincides with the end of the dosimeterwearing period or biossay-sampling period, as the case may be.
pour les biodosages ne coïncide pas avec celle d’une période de
dosimétrie prévue à l’article 1 de la colonne 2 du tableau de ce
paragraphe, le titulaire de permis peut raccourcir ou prolonger
d’au plus deux semaines la période de dosimétrie pour que la fin
de celle-ci coïncide avec celle de l’autre période en cause.
Equivalent Dose Limits
Limites de dose équivalente
14. (1) Every licensee shall ensure that the equivalent dose received by and committed to an organ or tissue set out in column 1
of an item of the table to this subsection, of a person described in
column 2 of that item, during the period set out in column 3 of
that item, does not exceed the equivalent dose set out in column 4
of that item.
14. (1) Le titulaire de permis veille à ce que la dose équivalente
qui est reçue par un organe ou un tissu mentionné à la colonne 1
du tableau du présent paragraphe, et engagée à son égard, d’une
personne visée à la colonne 2 durant la période prévue à la colonne 3 ne dépasse pas la dose équivalente figurant à la colonne 4.
TABLE
TABLEAU
Column 1
Item
Organ or
Tissue
1.
Lens of an eye
2.
3.
Skin
Hands and feet
Column 3
Column 4
Colonne 1
Person
Period
Equivalent
Dose
(mSv)
Article
Organe ou
tissu
(a) Nuclear
energy worker
One-year
dosimetry
period
One calendar
year
One-year
dosimetry
period
One calendar
year
One-year
dosimetry
period
One calendar
year
1.
Cristallin
Column 2
(b) Any other
person
(a) Nuclear
energy worker
(b) Any other
person
(a) Nuclear
energy worker
(b) Any other
person
150
15
2.
Peau
500
50
3.
500
50
(2) For the purpose of subsection (1), where a dosimeterwearing period or a bioassay-sampling period extends beyond the
end of a dosimetry period set out in column 3 of the table to that
subsection, the period is extended to the end of the dosimeterwearing or bioassay-sampling period or by two weeks, whichever
extension is shorter.
Mains et pieds
Colonne 2
Colonne 3
Colonne 4
Personne
Période
Dose
équivalente
(mSv)
a) Travailleur
du secteur
nucléaire
b) Toute autre
personne
a) Travailleur
du secteur
nucléaire
b) Toute autre
personne
a) Travailleur
du secteur
nucléaire
b) Toute autre
personne
Période de
dosimétrie
d’un an
Une année
civile
Période de
dosimétrie
d’un an
Une année
civile
Période de
dosimétrie
d’un an
Une année
civile
150
15
500
50
500
50
(3) When skin is unevenly irradiated, the equivalent dose received by the skin is the average equivalent dose over the 1 cm2
area that received the highest equivalent dose.
(2) Pour l’application du paragraphe (1), lorsque la période de
port du dosimètre ou la période d’échantillonnage pour les biodosages dépasse la fin d’une période de dosimétrie prévue à la colonne 3 du tableau de ce paragraphe, cette période est prolongée
jusqu’à la fin de la période de port ou de la période d’échantillonnage ou, si celle-ci est plus courte, d’une période de deux
semaines.
(3) Lorsque la peau est irradiée de façon non uniforme, la dose
équivalente reçue est la dose équivalente moyenne reçue par
1 cm2 de peau ayant reçu la dose équivalente la plus élevée.
Emergencies
Situations d’urgence
15. (1) During the control of an emergency and the consequent
immediate and urgent remedial work, the effective dose and the
equivalent dose may exceed the applicable dose limits prescribed
by sections 13 and 14, but the effective dose shall not exceed
500 mSv and the equivalent dose received by the skin shall not
exceed 5 000 mSv.
(2) Subsection (1) does not apply in respect of pregnant nuclear
energy workers who have informed the licensee in accordance
with subsection 11(1).
(3) The dose limits prescribed by sections 13 and 14 and subsection (1) may be exceeded by a person who acts voluntarily to
save or protect human life.
15. (1) Pendant la maîtrise d’une situation d’urgence et pendant
les travaux de réparation immédiats et urgents qui s’ensuivent, la
dose efficace et la dose équivalente peuvent dépasser les limites
de dose applicables qui sont prévues aux articles 13 et 14, mais la
dose efficace ne peut être supérieure à 500 mSv et la dose équivalente reçue par la peau, à 5 000 mSv.
(2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas à l’égard de la travailleuse enceinte du secteur nucléaire qui a avisé le titulaire de
permis conformément au paragraphe 11(1).
(3) Lorsqu’une personne agit de son propre chef pour sauver ou
protéger une vie humaine, les limites de dose qui sont prévues au
paragraphe (1) et aux articles 13 et 14 peuvent être dépassées.
1178
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When Dose Limit Exceeded
Dépassement des limites de dose
16. When a licensee becomes aware that a dose of radiation received by and committed to a person or an organ or tissue may
have exceeded an applicable dose limit prescribed by section 13,
14 or 15, the licensee shall
(a) immediately notify the person and the Commission of the
dose;
(b) require the person to leave any work that is likely to add to
the dose;
(c) conduct an investigation to determine the magnitude of the
dose and to establish the causes of the exposure;
(d) identify and take any action required to prevent the occurrence of a similar incident; and
(e) within 21 days after becoming aware that the dose limit has
been exceeded, report to the Commission the results of the investigation or on the progress that has been made in conducting
the investigation.
16. Le titulaire de permis qui apprend qu’une dose de rayonnement reçue par une personne, un organe ou un tissu, et engagée
à leur égard, peut avoir dépassé une limite de dose applicable qui
est prévue aux articles 13, 14 ou 15 :
a) avise immédiatement la personne et la Commission de la
dose;
b) exige de la personne qu’elle cesse tout travail susceptible
d’augmenter la dose;
c) fait enquête pour établir l’ampleur de la dose et les causes de
l’exposition;
d) dégage et prend les mesures nécessaires pour éviter qu’un
incident semblable se reproduise;
e) dans les 21 jours après avoir pris connaissance du fait, informe la Commission des résultats ou du progrès de l’enquête.
Authorization of Return to Work
Autorisation de retourner au travail
17. (1) When the Commission or a designated officer authorized under paragraph 37(2)(h) of the Act authorizes the return to
work of a person referred to in section 16, the authorization may
specify conditions and prorated dose limits.
(2) For the purpose of this section, a prorated effective dose
limit is the product obtained by multiplying the applicable dose
limit prescribed by section 13 or 15 by the ratio of the number of
months remaining in the dosimetry period to the total number of
months in the dosimetry period.
(3) If an equivalent dose that exceeds the applicable equivalent
dose limit prescribed by section 14 or 15 is received by or committed to a person and the Commission or a designated officer
authorized under paragraph 37(2)(h) of the Act authorizes the
return to work of that person, the equivalent dose limit for the
dosimetry period is the sum of the equivalent dose limit that was
exceeded and the equivalent dose that was received by and committed to the person up to the time that the person was required to
leave work in accordance with paragraph 16(b).
17. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)h) de la Loi qui autorise la personne visée à
l’article 16 à retourner au travail peut assortir son autorisation de
conditions et y prévoir des limites de dose au prorata.
(2) Pour l’application du présent article, la limite de dose efficace au prorata est le produit de la limite de dose applicable qui
est prévue aux articles 13 ou 15 par le rapport entre le nombre de
mois restant de la période de dosimétrie et le nombre de mois
total de cette période.
(3) Lorsqu’une personne a reçu une dose équivalente dépassant
la limite de dose applicable qui est prévue aux articles 14 ou 15,
ou qu’une telle dose a été engagée à son égard, et que la Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)h) de la Loi l’autorise à retourner au travail, la limite de
dose équivalente pour la période de dosimétrie est la somme de la
limite de dose équivalente dépassée et de la dose équivalente reçue et engagée jusqu’au moment où la personne a dû cesser le
travail conformément à l’alinéa 16b).
DOSIMETRY SERVICES
SERVICES DE DOSIMÉTRIE
Application for Licence to Operate
18. An application for a licence to operate a dosimetry service
shall contain the following information in addition to the information required by section 3 of the General Nuclear Safety and
Control Regulations:
(a) a description of the proposed operation of the dosimetry
service;
(b) the proposed quality assurance program;
(c) the types of dosimetry services proposed to be provided, including the types of radiation that will be monitored and their
respective energy ranges;
(d) the precision, accuracy and reliability of the dosimetry
services to be provided; and
(e) the proposed qualification requirements and training program for workers.
Demande de permis d’exploitation
18. La demande de permis pour exploiter un service de dosimétrie comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés
par l’article 3 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires :
a) une description du fonctionnement proposé du service de
dosimétrie;
b) le programme d’assurance de la qualité proposé;
c) les genres de services de dosimétrie proposés, y compris les
types de rayonnement qui seront soumis au contrôle et les
gammes d’énergies correspondantes;
d) la précision, l’exactitude et la fiabilité des services de dosimétrie proposés;
e) les qualifications et le programme de formation proposés
pour les travailleurs.
Obligations of Licensees
19. Every licensee who operates a dosimetry service shall file
with the National Dose Registry of the Department of Health, at a
Obligations du titulaire de permis
19. Le titulaire de permis qui exploite un service de dosimétrie
dépose au Fichier dosimétrique national du ministère de la Santé,
1179
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-203
frequency specified in the licence and in a form compatible with
the Registry, the following information with respect to each nuclear energy worker for whom it has measured and monitored a
dose of radiation:
(a) the worker’s given names, surname and any previous surname;
(b) the worker’s Social Insurance Number;
(c) the worker’s sex;
(d) the worker’s job category;
(e) the date, province and country of birth of the worker;
(f) the amount of exposure of the worker to radon progeny; and
(g) the effective dose and equivalent dose received by and
committed to the worker.
à la fréquence prévue dans le permis et sous une forme compatible avec le Fichier, les renseignements suivants à l’égard de chaque travailleur du secteur nucléaire pour qui le service a mesuré et
contrôlé une dose de rayonnement :
a) les prénoms, le nom de famille et tout nom de famille antérieur du travailleur;
b) le numéro d’assurance sociale du travailleur;
c) le sexe du travailleur;
d) la catégorie d’emploi du travailleur;
e) la date, la province et le pays de naissance du travailleur;
f) le degré d’exposition du travailleur aux produits de filiation
du radon;
g) la dose efficace et la dose équivalente reçues par le travailleur et engagées à son égard.
LABELLING AND SIGNS
ÉTIQUETAGE ET AFFICHAGE
Labelling of Containers and Devices
Étiquetage des récipients et des appareils
20. (1) No person shall possess a container or device that contains a radioactive nuclear substance unless the container or device is labelled with
(a) the radiation warning symbol set out in Schedule 3 and the
words “RAYONNEMENT — DANGER — RADIATION”;
and
(b) the name, quantity, date of measurement and form of the
nuclear substance in the container or device.
(2) Subsection (1) does not apply in respect of a container or
device
(a) that is an essential component for the operation of the nuclear facility at which it is located;
(b) that is used to hold radioactive nuclear substances for current or immediate use and is under the continuous direct observation of the licensee;
(c) in which the quantity of radioactive nuclear substances is
less than or equal to the exemption quantity; or
(d) that is used exclusively for transporting radioactive nuclear
substances and labelled in accordance with the Packaging and
Transport of Nuclear Substances Regulations.
20. (1) Il est interdit à quiconque d’avoir en sa possession un
récipient ou un appareil qui contient une substance nucléaire radioactive, sauf si le récipient ou l’appareil porte une étiquette sur
laquelle figurent :
a) le symbole de mise en garde contre les rayonnements figurant à l’annexe 3 et la mention « RAYONNEMENT —
DANGER — RADIATION »;
b) le nom, la quantité, la date de mesure et la forme de la substance nucléaire contenue dans le récipient ou l’appareil.
(2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas à un récipient ou un
appareil :
a) constituant un élément essentiel à l’exploitation de l’installation nucléaire où il se trouve;
b) utilisé pour recevoir les substances nucléaires radioactives
aux fins d’utilisation courante ou immédiate et sous la surveillance directe et continue du titulaire de permis;
c) contenant une quantité de substances nucléaires radioactives
inférieure à la quantité d’exemption;
d) utilisé exclusivement pour le transport de substances nucléaires radioactives et étiqueté conformément au Règlement
sur le transport et l’emballage.
Posting of Signs at Boundaries and Points of Access
Affichage aux limites et aux points d’accès
21. (1) Every licensee shall post and keep posted, at the boundary of and at every point of access to an area, room, enclosure or
vehicle, a durable and legible sign that bears the radiation warning symbol set out in Schedule 3 and the words “RAYONNEMENT — DANGER — RADIATION”, if
21. (1) Le titulaire de permis affiche aux limites et à chaque
point d’accès d’une zone, d’une pièce, d’une enceinte ou d’un
véhicule un panneau durable et lisible portant le symbole de mise
en garde contre les rayonnements figurant à l’annexe 3 et la mention « RAYONNEMENT — DANGER — RADIATION » dans
les cas suivants :
a) s’il s’y trouve des substances nucléaires radioactives en
quantité supérieure à 100 fois la quantité d’exemption;
b) s’il y a un risque vraisemblable qu’une personne s’y trouvant soit exposée à un débit de dose efficace supérieur à
25 ÿSv/h.
(a) there is a radioactive nuclear substance in a quantity greater
than 100 times its exemption quantity in the area, room, enclosure or vehicle; or
(b) there is a reasonable probability that a person in the area,
room, enclosure or vehicle will be exposed to an effective dose
rate greater than 25 ÿSv/h.
(2) Subsection (1) does not apply in respect of a vehicle that is
placarded in accordance with the Packaging and Transport of
Nuclear Substances Regulations .
1180
(2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas à un véhicule placardé
conformément au Règlement sur le transport et l’emballage.
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Use of Radiation Warning Symbol
Utilisation du symbole de mise en garde contre les rayonnements
22. Whenever the radiation warning symbol set out in Schedule 3 is used,
(a) it shall be
(i) prominently displayed,
(ii) of a size appropriate for the size of the container or device to which it is affixed or attached, or of the area, room,
enclosure or vehicle in respect of which it is posted,
(iii) in the proportions depicted in Schedule 3, and
(iv) oriented with one blade pointed downward and centred
on the vertical axis; and
(b) no wording shall be superimposed on it.
22. Lorsque le symbole de mise en garde contre les rayonnements figurant à l’annexe 3 est utilisé :
a) le symbole :
(i) est affiché bien en évidence,
(ii) est d’une taille convenant à celle du récipient, de
l’appareil, de la zone, de la pièce, de l’enceinte ou du véhicule auquel il se rapporte,
(iii) respecte les proportions prévues à l’annexe 3,
(iv) est placé de sorte que l’une des pales soit orientée vers le
bas et centrée sur l’axe vertical;
b) aucune mention n’y est surimprimée.
Frivolous Posting of Signs
Affichage frivole de panneaux
23. No person shall post or keep posted a sign that indicates the
presence of radiation, a nuclear substance or prescribed equipment at a place where the radiation, nuclear substance or prescribed equipment indicated on the sign is not present.
23. Il est interdit à quiconque d’afficher un panneau signalant
la présence de rayonnement, d’une substance nucléaire ou d’équipement réglementé là où il ne s’en trouve pas.
RECORDS TO BE KEPT BY LICENSEES
DOCUMENT À TENIR PAR LE TITULAIRE DE PERMIS
24. Every licensee shall keep a record of the name and job
category of each nuclear energy worker.
24. Le titulaire de permis tient un document contenant les nom
et catégorie d’emploi de chaque travailleur du secteur nucléaire.
TRANSITIONAL PROVISION
DISPOSITION TRANSITOIRE
25. During the period before the beginning of the first one-year
dosimetry period
(a) “one-year dosimetry period” means the period beginning on
the day these Regulations come into force and ending on December 31, 2000; and
(b) each effective dose limit set out in these Regulations for a
one-year dosimetry period is equal to the product obtained by
multiplying the applicable dose limit by the ratio of the number
of days in the one-year dosimetry period to 365.
25. Durant la période précédant le début de la première période
de dosimétrie d’un an :
a) « période de dosimétrie d’un an » s’entend de la période
commençant le jour de l’entrée en vigueur du présent règlement et se terminant le 31 décembre 2000;
b) une limite de dose efficace prévue au présent règlement pour
une période de dosimétrie d’un an est égale au produit de la limite de dose applicable par le rapport entre le nombre de jours
compris dans la période et 365.
COMING INTO FORCE
ENTRÉE EN VIGUEUR
26. These Regulations come into force on the day on which
they are approved by the Governor in Council.
26. Le présent règlement entre en vigueur à la date de son
agrément par le gouverneur en conseil.
SCHEDULE 1
(Subsection 1(1))
ANNEXE 1
(paragraphe 1(1))
ORGAN OR TISSUE WEIGHTING FACTORS
FACTEURS DE PONDÉRATION POUR
LES ORGANES ET LES TISSUS
Column 1
Column 2
Item
Organ or Tissue
Weighting Factor
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
Gonads (testes or ovaries)
Red bone marrow
Colon
Lung
Stomach
Bladder
Breast
Liver
Oesophagus
Thyroid gland
Skin1
Bone surfaces
0.20
0.12
0.12
0.12
0.12
0.05
0.05
0.05
0.05
0.05
0.01
0.01
Colonne 1
Colonne 2
Article
Organe ou tissu
Facteur de pondération
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
Gonades (testicules ou ovaires)
Moelle rouge
Côlon
Poumon
Estomac
Vessie
Sein
Foie
Oesophage
Glande thyroïde
Peau1
Surfaces des os
0,20
0,12
0,12
0,12
0,12
0,05
0,05
0,05
0,05
0,05
0,01
0,01
1181
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
SCHEDULE 1—Continued
ANNEXE 1 (suite)
ORGAN OR TISSUE WEIGHTING FACTORS—Continued
FACTEURS DE PONDÉRATION POUR
LES ORGANES ET LES TISSUS (suite)
Column 1
Column 2
Item
Organ or Tissue
Weighting Factor
13.
All organs and tissues not listed in
items 1 to 12 (remainder organs and
tissues) collectively, including the
adrenal gland, brain, extra-thoracic
airway, small intestine, kidney,
muscles, pancreas, spleen, thymus
and uterus2,3
Whole body
14.
1
2
3
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-203
0.05
1.00
Facteur de pondération
L’ensemble de tous les organes et tissus ne
figurant pas aux articles 1 à 12 (autres
organes et tissus), y compris la glande
surrénale, le cerveau, les voies respiratoires
supérieures, l’intestin grêle, le rein, les
muscles, le pancréas, la rate, le thymus et
l’utérus2,3
0,05
Corps entier
1,00
1
2
3
Le facteur de pondération pour la peau s’applique seulement lorsque la peau du
corps entier est exposée.
Lorsque la dose équivalente qui est reçue par un autre organe ou tissu, et engagée
à son égard, est supérieure à la dose équivalente reçue par l’un des organes ou
tissus figurant aux articles 1 à 12, et engagée à son égard, un facteur de pondération de 0,025 s’applique à cet autre organe ou tissu, et un facteur de
pondération de 0,025 s’applique à la dose équivalente moyenne qui est reçue par
les autres organes et tissus, et engagée à leur égard.
Il n’y a pas de facteur de pondération pour les mains, les pieds et le cristallin.
RADIATION WEIGHTING FACTORS
FACTEURS DE PONDÉRATION POUR
LES RAYONNEMENTS
Item
Type of Radiation and Energy Range
Weighting Factor
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
Photons, all energies
Electrons and muons, all energies1
2
Neutrons of energy < 10 keV
2
Neutrons of energy 10 keV to 100 keV
2
Neutrons of energy > 100 keV to 2 MeV
2
Neutrons of energy > 2 MeV to 20 MeV
2
Neutrons of energy > 20 MeV
Protons, other than recoil protons, of
energy > 2 MeV
Alpha particles, fission fragments and
heavy nuclei
1
1
5
10
20
10
5
Colonne 1
Colonne 2
Article
Type de rayonnement et gamme d’énergie
Facteur de pondération
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
Photons, toutes énergies
Électrons et muons, toutes énergies1
Neutrons2, énergie < 10 keV
Neutrons2, énergie de 10 keV à 100 keV
Neutrons2, énergie > 100 keV à 2 MeV
Neutrons2, énergie > 2 MeV à 20 MeV
Neutrons2, énergie > 20 MeV
Protons, autres que les protons de recul,
énergie > 2 MeV
Particules alpha, fragments de fission et
noyaux lourds
1
1
5
10
20
10
5
5
9.
20
Excluding Auger electrons emitted from nuclei bound to DNA.
Radiation weighting factors for these neutrons may also be obtained by referring
to the continuous curve shown in Figure 1 on page 7 of the 1990
Recommendations of the International Commission on Radiological Protection,
ICRP Publication 60, published in 1991.
1182
Organe ou tissu
13.
ANNEXE 2
(paragraphe 1(1))
Column 2
2
Article
SCHEDULE 2
(Subsection 1(1))
Column 1
1
Colonne 2
14.
The weighting factor for skin applies only when the skin of the whole body is
exposed.
When the equivalent dose received by and committed to one of these remainder
organs and tissues exceeds the equivalent dose received by and committed to any
one of the organs and tissues listed in items 1 to 12, a weighting factor of 0.025
shall be applied to that remainder organ or tissue and a weighting factor of 0.025
shall be applied to the average equivalent dose received by and committed to the
rest of the remainder organs and tissues.
Hands, feet and the lens of an eye have no weighting factor.
9.
Colonne 1
1
2
5
20
Sauf les électrons d’Auger émis à partir des noyaux liés à l’ADN.
Les facteurs de pondération pour ces neutrons peuvent aussi être obtenus à partir
de la courbe continue indiquée à la figure 1 de la page 7 de la publication no 60
de la CIPR, intitulée Recommandations de 1990 de la Commission internationale
de protection radiologique et parue en 1991.
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-203
SCHEDULE 3
(Sections 20, 21 and 22)
ANNEXE 3
(articles 20, 21 et 22)
RADIATION WARNING SYMBOL
SYMBOLE DE MISE EN GARDE CONTRE
LES RAYONNEMENTS
NOTE:
NOTE :
The three blades and the central disk of the symbol shall be
(a) magenta or black; and
(b) located on a yellow background.
Les trois pales et le disque central du symbole sont :
a) de couleur magenta ou noire
b) sur fond jaune.
N.B. The Regulatory Impact Analysis Statement for these
Regulations appears at page 1142, following
SOR/2000-202.
N.B. Le résumé de l’étude d’impact de la réglementation de
ce règlement se trouve à la page 1142, suite au
DORS/2000-202.
Published by the Queen’s Printer for Canada, 2000
Publié par l’Imprimeur de la Reine pour le Canada, 2000
1183
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-204
Registration
SOR/2000-204 31 May, 2000
Enregistrement
DORS/2000-204 31 mai 2000
NUCLEAR SAFETY AND CONTROL ACT
LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION
NUCLÉAIRES
Class I Nuclear Facilities Regulations
Règlement sur les installations nucléaires de
catégorie I
P.C. 2000-784 31 May, 2000
C.P. 2000-784 31 mai 2000
Her Excellency the Governor General in Council, on the recommendation of the Minister of Natural Resources, pursuant to
section 44 of the Nuclear Safety and Control Acta, hereby approves the annexed Class I Nuclear Facilities Regulations made
by the Canadian Nuclear Safety Commission on May 31, 2000.
Sur recommandation du ministre des Ressources naturelles et
en vertu de l’article 44 de la Loi sur la sûreté et la réglementation
nucléairesa, Son Excellence la Gouverneure générale en conseil
agrée le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I,
ci-après, pris le 31 mai 2000 par la Commission canadienne de
sûreté nucléaire.
———
a
S.C. 1997, c. 9
1184
———
L.C. 1997, ch. 9
a
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-204
CANADIAN NUCLEAR SAFETY COMMISSION
COMMISSION CANADIENNE DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE
CLASS I NUCLEAR FACILITIES REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LES INSTALLATIONS
NUCLÉAIRES DE CATÉGORIE I
Table of Contents
Table des matières
INTERPRETATION AND APPLICATION
1. Interpretation
2. Application
LICENCE APPLICATIONS
3. General Requirements
4. Licence to Prepare Site
5. Licence to Construct
6. Licence to Operate
7. Licence to Decommission
8. Licence to Abandon
CERTIFICATION OF PERSONS
9. Application for Certification
10. Application for Examination
11. Refusal to Certify
12. Decertification
13. Opportunity to Be Heard
RECORDS TO BE KEPT AND RETAINED
14.
COMING INTO FORCE
15.
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
1. Définitions
2. Champ d’application
DEMANDES DE PERMIS
3. Dispositions générales
4. Permis de préparation de l’emplacement
5. Permis de construction
6. Permis d’exploitation
7. Permis de déclassement
8. Permis d’abandon
ACCRÉDITATION
9. Demande d’accréditation
10. Demande d’examen
11. Refus d’accréditer
12. Retrait de l’attestation
13. Possibilité d’être entendu
DOCUMENTS À TENIR ET À CONSERVER
14.
ENTRÉE EN VIGUEUR
15.
1185
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CLASS I NUCLEAR FACILITIES REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES
DE CATÉGORIE I
INTERPRETATION AND APPLICATION
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
Interpretation
Définitions
1. The definitions in this section apply in these Regulations.
“Act” means the Nuclear Safety and Control Act. (Loi)
“certificate” means a document issued by the Commission or by a
designated officer authorized under paragraph 37(2)(b) of the
Act, indicating that a person is certified. (attestation)
“certified” means certified by the Commission under paragraph 21(1)(i) of the Act or by a designated officer authorized
under paragraph 37(2)(b) of the Act. (version anglaise seulement)
“Class I nuclear facility” means a Class IA nuclear facility and a
Class IB nuclear facility. (installation nucléaire de catégorie I)
“Class IA nuclear facility” means any of the following nuclear
facilities:
(a) a nuclear fission or fusion reactor or subcritical nuclear
assembly; and
(b) a vehicle that is equipped with a nuclear reactor. (installation nucléaire de catégorie IA)
“Class IB nuclear facility” means any of the following nuclear
facilities:
(a) a particle accelerator with a beam energy equal to or
greater than 50 MeV;
(b) a plant for the processing, reprocessing or separation of
an isotope of uranium, thorium or plutonium;
(c) a plant for the manufacture of a product from uranium,
thorium or plutonium;
(d) a plant, other than a Class II nuclear facility as defined in
section 1 of the Class II Nuclear Facilities and Prescribed
Equipment Regulations, for the processing or use, in a quantity greater than 1015 Bq per calendar year, of nuclear substances other than uranium, thorium or plutonium;
(e) a facility for the disposal of a nuclear substance generated at another nuclear facility; and
(f) a facility prescribed by paragraph 19(a) or (b) of the General Nuclear Safety and Control Regulations. (installation
nucléaire de catégorie IB)
“effective dose” has the same meaning as in subsection 1(1) of
the Radiation Protection Regulations. (dose efficace)
“equivalent dose” has the same meaning as in subsection 1(1) of
the Radiation Protection Regulations. (dose équivalente)
“exclusion zone” means a parcel of land within or surrounding a
nuclear facility on which there is no permanent dwelling and
over which a licensee has the legal authority to exercise control. (zone d’exclusion)
“hazardous substance” or “hazardous waste” means a substance
or waste, other than a nuclear substance, that is used or produced in the course of carrying on a licensed activity and that
may pose a risk to the environment or the health and safety of
persons. (substance dangereuse ou déchet dangereux)
“IAEA” means the International Atomic Energy Agency. (AIEA)
“IAEA Agreement” means the Agreement between the Government of Canada and the International Atomic Energy Agency
for the Application of Safeguards in Connection with the Treaty
1. Les définitions qui suivent s’appliquent au présent règlement.
« Accord avec l’AIEA » L’Accord entre le Gouvernement du
Canada et l’Agence internationale de l’énergie atomique relatif à l’application de garanties dans le cadre du Traité sur la
non-prolifération des armes nucléaires, entré en vigueur le
21 février 1972; INFCIRC/164; UNTS vol. 814, R. no 11596.
(IAEA Agreement)
« accord relatif aux garanties »
a) L’Accord avec l’AIEA, ainsi que tout arrangement conclu
entre le Canada et l’AIEA dans le cadre de cet accord;
b) toute entente à laquelle le Canada est partie et qui concerne la mise en oeuvre au Canada d’un système de vérification des substances nucléaires, de l’équipement réglementé
ou des renseignements réglementés, de même que tout arrangement conclu dans le cadre d’une telle entente. (safeguards agreement)
« accréditer » Attester la compétence en vertu des alinéas 21(1)i)
ou 37(2)b) de la Loi. (French version only)
« activité autorisée » Activité visée à l’alinéa 26e) de la Loi que le
titulaire de permis est autorisé à exercer relativement à une
installation nucléaire de catégorie I. (licensed activity)
« AIEA » L’Agence internationale de l’énergie atomique. (IAEA)
« attestation » Document délivré par la Commission ou par un
fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)b) de la
Loi et qui atteste la compétence d’une personne. (certificate)
« dose efficace » S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection. (effective dose)
« dose équivalente » S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection. (equivalent dose)
« équipement réglementé » Équipement visé à l’article 20 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires.
(prescribed equipment)
« garanties » Système de vérification établi en vertu d’un accord
relatif aux garanties. (safeguards)
« installation nucléaire de catégorie I » Installation nucléaire de
catégorie IA et installation nucléaire de catégorie IB. (Class I
nuclear facility)
« installation nucléaire de catégorie IA » L’une des installations
suivantes :
a) un réacteur à fission ou à fusion nucléaires ou un assemblage nucléaire non divergent;
b) un véhicule muni d’un réacteur nucléaire. (Class IA nuclear facility)
« installation nucléaire de catégorie IB » L’une des installations
suivantes :
a) un accélérateur de particules dont l’énergie du faisceau est
d’au moins 50 MeV;
b) une usine de traitement, de retraitement ou de séparation
d’isotopes d’uranium, de thorium ou de plutonium;
c) une usine de fabrication de produits à partir d’uranium, de
thorium ou de plutonium;
1186
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-204
on the Non-proliferation of Nuclear Weapons, effective on
February 21, 1972; INFCIRC/164; UNTS vol. 814,
R. No. 11596. (Accord avec l’AIEA)
“licensed activity” means an activity described in
paragraph 26(e) of the Act that a licence authorizes the licensee to
carry on in relation to a Class I nuclear facility. (activité autorisée)
“licensee” means a person who is licensed to carry on an activity
described in paragraph 26(e) of the Act in relation to a Class I
nuclear facility. (titulaire de permis)
“prescribed equipment” means the equipment prescribed by section 20 of the General Nuclear Safety and Control Regulations.
(équipement réglementé)
“prescribed information” means the information prescribed by
section 21 of the General Nuclear Safety and Control Regulations. (renseignements réglementés)
“safeguards” means a verification system that is established in
accordance with a safeguards agreement. (garanties)
“safeguards agreement” means
(a) the IAEA Agreement and any arrangement between
Canada and the IAEA made under that agreement; and
(b) any agreement to which Canada is a party for the establishment in Canada of a verification system in respect of nuclear substances, prescribed equipment or prescribed information, and any arrangements made under such an agreement. (accord relatif aux garanties)
“sealed source” means a radioactive nuclear substance in a sealed
capsule or in a cover to which the substance is bonded, where
the capsule or cover is strong enough to prevent contact with or
the dispersion of the substance under the conditions for which
the capsule or cover is designed. (source scellée)
“worker” means a person who performs work that is referred to in
a licence. (travailleur)
d) une usine, autre qu’une installation nucléaire de catégorie II au sens de l’article 1 du Règlement sur les installations
nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II, qui
traite ou utilise, par année civile, plus de 1015 Bq de substances nucléaires autres que l’uranium, le thorium et le plutonium;
e) une installation d’évacuation ou de stockage permanent de
substances nucléaires provenant d’une autre installation nucléaire;
f) une installation visée aux alinéas 19a) ou b) du Règlement
général sur la sûreté et la réglementation nucléaires.
(Class IB nuclear facility)
« Loi » La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (Act)
« renseignements réglementés » Renseignements visés à l’article 21 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation
nucléaires. (prescribed information)
« source scellée » Substance nucléaire radioactive enfermée dans
une enveloppe scellée ou munie d’un revêtement auquel elle est
liée, l’enveloppe ou le revêtement présentant une résistance
suffisante pour empêcher tout contact avec la substance et la
dispersion de celle-ci dans les conditions d’emploi pour lesquelles l’enveloppe ou le revêtement a été conçu. (sealed
source)
« substance dangereuse » ou « déchet dangereux » Substance ou
déchet, autre qu’une substance nucléaire, qui est utilisé ou produit au cours d’une activité autorisée et qui peut présenter un
danger pour l’environnement ou pour la santé et la sécurité des
personnes. (hazardous substance or hazardous waste)
« titulaire de permis » Personne autorisée par permis à exercer
toute activité visée à l’alinéa 26e) de la Loi relativement à une
installation nucléaire de catégorie I. (licensee)
« travailleur » Personne qui effectue un travail mentionné dans un
permis. (worker)
« zone d’exclusion » Parcelle de terrain qui relève de l’autorité
légale du titulaire de permis, qui est située à l’intérieur ou autour d’une installation nucléaire et où il ne se trouve aucune
habitation permanente. (exclusion zone)
Application
Champ d’application
2. These Regulations apply in respect of Class I nuclear facilities.
2. Le présent règlement s’applique aux installations nucléaires
de catégorie I.
LICENCE APPLICATIONS
DEMANDES DE PERMIS
General Requirements
Dispositions générales
3. An application for a licence in respect of a Class I nuclear
facility, other than a licence to abandon, shall contain the following information in addition to the information required by section 3 of the General Nuclear Safety and Control Regulations:
(a) a description of the site of the activity to be licensed, including the location of any exclusion zone and any structures
within that zone;
(b) plans showing the location, perimeter, areas, structures and
systems of the nuclear facility;
(c) evidence that the applicant is the owner of the site or has
authority from the owner of the site to carry on the activity to
be licensed;
(d) the proposed quality assurance program for the activity to
be licensed;
3. La demande de permis visant une installation nucléaire de
catégorie I, autre qu’un permis d’abandon, comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés à l’article 3 du Règlement
général sur la sûreté et la réglementation nucléaires :
a) une description de l’emplacement de l’activité visée par la
demande, y compris l’emplacement de toute zone d’exclusion
et de toute structure s’y trouvant;
b) des plans indiquant l’emplacement, le périmètre, les aires,
les ouvrages et les systèmes de l’installation nucléaire;
c) la preuve que le demandeur est le propriétaire de l’emplacement ou qu’il est mandaté par celui-ci pour exercer l’activité
visée;
d) le programme proposé d’assurance de la qualité proposé
pour l’activité visée;
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(e) the name, form, characteristics and quantity of any hazardous substances that may be on the site while the activity to be
licensed is carried on;
(f) the proposed worker health and safety policies and procedures;
(g) the proposed environmental protection policies and procedures;
(h) the proposed effluent and environmental monitoring programs;
(i) if the application is in respect of a nuclear facility referred to
in paragraph 2(b) of the Nuclear Security Regulations, the information required by section 3 of those Regulations;
(j) the proposed program to inform persons living in the vicinity of the site of the general nature and characteristics of the
anticipated effects on the environment and the health and safety
of persons that may result from the activity to be licensed; and
(k) the proposed plan for the decommissioning of the nuclear
facility or of the site.
e) le nom, la forme, les caractéristiques et la quantité des substances dangereuses qui pourraient se trouver sur l’emplacement pendant le déroulement de l’activité visée;
f) les politiques et procédures proposées relativement à la santé
et à la sécurité des travailleurs;
g) les politiques et procédures proposées relativement à la protection de l’environnement;
h) les programmes proposés pour la surveillance de l’environnement et des effluents;
i) lorsque la demande vise une installation nucléaire mentionnée à l’alinéa 2b) du Règlement sur la sécurité nucléaire, les
renseignements exigés à l’article 3 de ce règlement;
j) le programme destiné à informer les personnes qui résident à
proximité de l’emplacement de la nature et des caractéristiques
générales des effets prévus de l’activité visée sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes;
k) le plan proposé pour le déclassement de l’installation nucléaire ou de l’emplacement.
Licence to Prepare Site
Permis de préparation de l’emplacement
4. An application for a licence to prepare a site for a Class I nuclear facility shall contain the following information in addition to
the information required by section 3:
(a) a description of the site evaluation process and of the investigations and preparatory work that have been and will be
done on the site and in the surrounding area;
(b) a description of the site’s susceptibility to human activity
and natural phenomena, including seismic events, tornadoes
and floods;
(c) the proposed program to determine the environmental baseline characteristics of the site and the surrounding area;
(d) the proposed quality assurance program for the design of
the nuclear facility; and
(e) the effects on the environment and the health and safety of
persons that may result from the activity to be licensed, and the
measures that will be taken to prevent or mitigate those effects.
4. La demande de permis pour préparer l’emplacement d’une
installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements
suivants, outre ceux exigés à l’article 3 :
a) une description du processus d’évaluation de l’emplacement,
ainsi que des analyses et des travaux préalables qui ont été et
seront effectués sur l’emplacement et dans les environs;
b) une description de la vulnérabilité de l’emplacement aux activités humaines et aux phénomènes naturels, y compris les secousses sismiques, les tornades et les inondations;
c) le programme devant servir à déterminer les caractéristiques
environnementales de base de l’emplacement et des environs;
d) le programme d’assurance de la qualité proposé pour la conception de l’installation nucléaire;
e) les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peut avoir l’activité visée par la demande, de même que les mesures qui seront prises pour éviter
ou atténuer ces effets.
Licence to Construct
Permis de construction
5. An application for a licence to construct a Class I nuclear facility shall contain the following information in addition to the
information required by section 3:
(a) a description of the proposed design of the nuclear facility,
including the manner in which the physical and environmental
characteristics of the site are taken into account in the design;
(b) a description of the environmental baseline characteristics
of the site and the surrounding area;
(c) the proposed construction program, including its schedule;
(d) a description of the structures proposed to be built as part of
the nuclear facility, including their design and their design
characteristics;
(e) a description of the systems and equipment proposed to be
installed at the nuclear facility, including their design and their
design operating conditions;
(f) a preliminary safety analysis report demonstrating the adequacy of the design of the nuclear facility;
(g) the proposed quality assurance program for the design of
the nuclear facility;
5. La demande de permis pour construire une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants, outre
ceux exigés à l’article 3 :
a) une description de la conception proposée pour l’installation
nucléaire, y compris la façon dont elle tient compte des caractéristiques physiques et environnementales de l’emplacement;
b) une description des caractéristiques environnementales de
base de l’emplacement et des environs;
c) le programme de construction proposé, y compris le calendrier des travaux;
d) une description des ouvrages à construire pour l’installation
nucléaire, y compris leur conception et leurs caractéristiques de
conception;
e) une description des systèmes et de l’équipement qui seront
aménagés à l’installation nucléaire, y compris leur conception
et leurs conditions nominales de fonctionnement;
f) un rapport préliminaire d’analyse de la sûreté démontrant que
la conception de l’installation nucléaire est adéquate;
g) le programme d’assurance de la qualité proposé pour la conception de l’installation nucléaire;
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(h) the proposed measures to facilitate Canada’s compliance
with any applicable safeguards agreement;
(i) the effects on the environment and the health and safety of
persons that may result from the construction, operation and
decommissioning of the nuclear facility, and the measures that
will be taken to prevent or mitigate those effects;
(j) the proposed location of points of release, the proposed
maximum quantities and concentrations, and the anticipated
volume and flow rate of releases of nuclear substances and
hazardous substances into the environment, including their
physical, chemical and radiological characteristics;
(k) the proposed measures to control releases of nuclear substances and hazardous substances into the environment;
(l) the proposed program and schedule for recruiting, training
and qualifying workers in respect of the operation and maintenance of the nuclear facility; and
(m) a description of any proposed full-scope training simulator
for the nuclear facility.
h) les mesures proposées pour aider le Canada à respecter tout
accord relatif aux garanties qui s’applique;
i) les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peuvent avoir la construction, l’exploitation et le déclassement de l’installation nucléaire, de
même que les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer
ces effets;
j) l’emplacement proposé des points de rejet, les quantités et les
concentrations maximales proposées, ainsi que le volume et le
débit d’écoulement prévus des rejets de substances nucléaires
et de substances dangereuses dans l’environnement, y compris
leurs caractéristiques physiques, chimiques et radiologiques;
k) les mesures proposées pour contrôler les rejets de substances
nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement;
l) le programme et le calendrier proposés pour le recrutement,
la formation et la qualification des travailleurs liés à l’exploitation et à l’entretien de l’installation nucléaire;
m) une description de tout simulateur de formation à portée totale proposé pour l’installation nucléaire.
Licence to Operate
Permis d’exploitation
6. An application for a licence to operate a Class I nuclear facility shall contain the following information in addition to the
information required by section 3:
(a) a description of the structures at the nuclear facility, including their design and their design operating conditions;
(b) a description of the systems and equipment at the nuclear
facility, including their design and their design operating conditions;
(c) a final safety analysis report demonstrating the adequacy of
the design of the nuclear facility;
(d) the proposed measures, policies, methods and procedures
for operating and maintaining the nuclear facility;
(e) the proposed procedures for handling, storing, loading and
transporting nuclear substances and hazardous substances;
(f) the proposed measures to facilitate Canada’s compliance
with any applicable safeguards agreement;
(g) the proposed commissioning program for the systems and
equipment that will be used at the nuclear facility;
(h) the effects on the environment and the health and safety of
persons that may result from the operation and decommissioning of the nuclear facility, and the measures that will be taken
to prevent or mitigate those effects;
(i) the proposed location of points of release, the proposed
maximum quantities and concentrations, and the anticipated
volume and flow rate of releases of nuclear substances and
hazardous substances into the environment, including their
physical, chemical and radiological characteristics;
(j) the proposed measures to control releases of nuclear substances and hazardous substances into the environment;
(k) the proposed measures to prevent or mitigate the effects of
accidental releases of nuclear substances and hazardous substances on the environment, the health and safety of persons
and the maintenance of security, including measures to
(i) assist off-site authorities in planning and preparing to
limit the effects of an accidental release,
(ii) notify off-site authorities of an accidental release or the
imminence of an accidental release,
6. La demande de permis pour exploiter une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants, outre
ceux exigés à l’article 3 :
a) une description des ouvrages de l’installation nucléaire, y
compris leur conception et leurs conditions nominales d’exploitation;
b) une description des systèmes et de l’équipement de l’installation nucléaire, y compris leur conception et leurs conditions
nominales de fonctionnement;
c) un rapport final d’analyse de la sûreté démontrant que la
conception de l’installation nucléaire est adéquate;
d) les mesures, politiques, méthodes et procédures proposées
pour l’exploitation et l’entretien de l’installation nucléaire;
e) les procédures proposées pour la manipulation, le stockage
provisoire, le chargement et le transport des substances nucléaires et des substances dangereuses;
f) les mesures proposées pour aider le Canada à respecter tout
accord relatif aux garanties qui s’applique;
g) le programme de mise en service proposé pour les systèmes
et l’équipement de l’installation nucléaire;
h) les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peuvent avoir l’exploitation et le déclassement de l’installation nucléaire, de même que les mesures
qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets;
i) l’emplacement proposé des points de rejet, les quantités et les
concentrations maximales proposées, ainsi que le volume et le
débit d’écoulement prévus des rejets de substances nucléaires
et de substances dangereuses dans l’environnement, y compris
leurs caractéristiques physiques, chimiques et radiologiques;
j) les mesures proposées pour contrôler les rejets de substances
nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement;
k) les mesures proposées pour éviter ou atténuer les effets que
les rejets accidentels de substances nucléaires et de substances
dangereuses peuvent avoir sur l’environnement, sur la santé et
la sécurité des personnes ainsi que sur le maintien de la sécurité, y compris les mesures visant à :
(i) aider les autorités extérieures à effectuer la planification
et la préparation en vue de limiter les effets d’un rejet accidentel,
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-204
(iii) report information to off-site authorities during and after
an accidental release,
(iv) assist off-site authorities in dealing with the effects of an
accidental release, and
(v) test the implementation of the measures to prevent or
mitigate the effects of an accidental release;
(l) the proposed measures to prevent acts of sabotage or attempted sabotage at the nuclear facility, including measures to
alert the licensee to such acts;
(m) the proposed responsibilities of and qualification requirements and training program for workers, including the procedures for the requalification of workers; and
(n) the results that have been achieved in implementing the
program for recruiting, training and qualifying workers in respect of the operation and maintenance of the nuclear facility.
(ii) aviser les autorités extérieures d’un rejet accidentel ou de
l’imminence d’un tel rejet,
(iii) tenir les autorités extérieures informées pendant et après
un rejet accidentel,
(iv) aider les autorités extérieures à remédier aux effets d’un
rejet accidentel,
(v) mettre à l’épreuve l’application des mesures pour éviter
ou atténuer les effets d’un rejet accidentel;
l) les mesures proposées pour empêcher tout acte ou tentative
de sabotage à l’installation nucléaire, de même que les mesures
pour alerter le titulaire de permis;
m) les responsabilités, le programme de formation, les exigences de qualification et les mesures de requalification des travailleurs;
n) les résultats obtenus grâce à l’application du programme de
recrutement, de formation et de qualification des travailleurs
liés à l’exploitation et à l’entretien de l’installation nucléaire.
Licence to Decommission
Permis de déclassement
7. An application for a licence to decommission a Class I nuclear facility shall contain the following information in addition to
the information required by section 3:
(a) a description of and the proposed schedule for the decommissioning, including the proposed starting date and the expected completion date of the decommissioning and the rationale for the schedule;
(b) the nuclear substances, hazardous substances, land, buildings, structures, systems and equipment that will be affected by
the decommissioning;
(c) the proposed measures, methods and procedures for carrying on the decommissioning;
(d) the proposed measures to facilitate Canada’s compliance
with any applicable safeguards agreement;
(e) the nature and extent of any radioactive contamination at
the nuclear facility;
(f) the effects on the environment and the health and safety of
persons that may result from the decommissioning, and the
measures that will be taken to prevent or mitigate those effects;
(g) the proposed location of points of release, the proposed
maximum quantities and concentrations, and the anticipated
volume and flow rate of releases of nuclear substances and
hazardous substances into the environment, including their
physical, chemical and radiological characteristics;
(h) the proposed measures to control releases of nuclear substances and hazardous substances into the environment;
(i) the proposed measures to prevent or mitigate the effects of
accidental releases of nuclear substances and hazardous substances on the environment, the health and safety of persons
and the maintenance of security, including an emergency response plan;
(j) the proposed qualification requirements and training program for workers; and
(k) a description of the planned state of the site on completion
of the decommissioning.
7. La demande de permis pour déclasser une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants, outre
ceux exigés à l’article 3 :
a) une description du déclassement et le calendrier proposé de
celui-ci, y compris la justification du calendrier et les dates
prévues de début et d’achèvement du déclassement;
b) les substances nucléaires, les substances dangereuses, les
terrains, les bâtiments, les ouvrages, les systèmes et l’équipement qui seront touchés par le déclassement;
c) les mesures, méthodes et procédures de déclassement proposées;
d) les mesures proposées pour aider le Canada à respecter tout
accord relatif aux garanties qui s’applique;
e) la nature et l’étendue de toute contamination radioactive à
l’installation nucléaire;
f) les effets que les travaux de déclassement peuvent avoir sur
l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes, de même que les mesures qui seront prises pour éviter ou
atténuer ces effets;
g) l’emplacement proposé des points de rejet, les quantités et
les concentrations maximales proposées, ainsi que le volume et
le débit d’écoulement prévus des rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement, y compris leurs caractéristiques physiques, chimiques et radiologiques;
h) les mesures proposées pour contrôler les rejets de substances
nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement;
i) les mesures proposées pour éviter ou atténuer les effets que
les rejets accidentels de substances nucléaires et de substances
dangereuses peuvent avoir sur l’environnement, sur la santé et
la sécurité des personnes ainsi que sur le maintien de la sécurité, y compris un plan d’intervention d’urgence;
j) les exigences de qualification et le programme de formation
proposés pour les travailleurs;
k) une description de l’état prévu de l’emplacement après
l’achèvement des travaux de déclassement.
Licence to Abandon
Permis d’abandon
8. An application for a licence to abandon a Class I nuclear facility shall contain the following information in addition to the
8. La demande de permis pour abandonner une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants, outre
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-204
information required by sections 3 and 4 of the General Nuclear
Safety and Control Regulations:
(a) the results of the decommissioning; and
(b) the results of the environmental monitoring programs.
ceux exigés aux articles 3 et 4 du Règlement général sur la sûreté
et la réglementation nucléaires :
a) les résultats du déclassement;
b) les résultats des programmes de surveillance environnementale.
CERTIFICATION OF PERSONS
ACCRÉDITATION
Application for Certification
Demande d’accréditation
9. (1) This section and sections 10 to 13 do not apply in respect
of Class IB nuclear facilities.
(2) The Commission or a designated officer authorized under
paragraph 37(2)(b) of the Act may certify a person referred to in
paragraph 44(1)(k) of the Act for a position referred to in a licence after receiving from the licensee an application stating that
the person
(a) meets the applicable qualification requirements referred to
in the licence;
(b) has successfully completed the applicable training program
and examination referred to in the licence; and
(c) is capable, in the opinion of the licensee, of performing the
duties of the position.
(3) The Commission or a designated officer authorized under
paragraph 37(2)(b) of the Act may renew a certification after receiving from a licensee an application stating that the certified
person
(a) has safely and competently performed the duties of the position for which the person was certified;
(b) continues to receive the applicable training referred to in
the licence;
(c) has successfully completed the applicable requalification
tests referred to in the licence for renewing the certification;
and
(d) is capable, in the opinion of the licensee, of performing the
duties of the position.
(4) A certification expires five years after the date of its issuance or renewal.
9. (1) Le présent article et les articles 10 à 13 ne s’appliquent
pas aux installations nucléaires de catégorie IB.
(2) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)b) de la Loi peut accréditer une personne
visée à l’alinéa 44(1)k) de la Loi pour occuper un poste mentionné dans le permis, sur réception d’une demande du titulaire de
permis précisant que la personne :
a) satisfait aux exigences de qualification prévues dans le permis;
b) a réussi le programme de formation et l’examen applicables
prévus dans le permis;
c) est capable, de l’avis du titulaire de permis, d’exercer les
fonctions du poste.
(3) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)b) de la Loi peut renouveler une attestation
sur réception d’une demande du titulaire de permis précisant que
la personne ayant reçu l’attestation :
a) a exercé de façon compétente et en toute sécurité les fonctions du poste pour lequel l’attestation a été accordée;
b) continue de recevoir la formation applicable prévue dans le
permis;
c) a réussi les épreuves de requalification applicables prévues
dans le permis;
d) est capable, de l’avis du titulaire de permis, d’exercer les
fonctions du poste.
Application for Examination
Demande d’examen
10. (1) If a licence requires a person to successfully complete
an examination administered by the Commission in order to be
certified, the person may take the examination after the Commission receives from the licensee an application that includes
(a) the name of the person;
(b) the name of the applicable examination; and
(c) a statement that the person has successfully completed the
applicable training program referred to in the licence.
(2) The Commission shall notify the licensee and the person of
the examination results.
(3) The notice of examination results shall include a description
of the licensee’s and the person’s right to be provided with an
opportunity to be heard in accordance with the procedure referred
to in section 13.
10. (1) La personne qui, aux termes du permis, doit réussir
l’examen administré par la Commission pour recevoir l’attestation peut se présenter à l’examen après que la Commission a reçu
du titulaire de permis une demande comprenant ce qui suit :
a) le nom de la personne;
b) le titre de l’examen applicable;
c) une déclaration précisant que la personne a réussi le programme de formation applicable prévu dans le permis.
(2) La Commission avise le titulaire de permis et la personne
des résultats de l’examen.
(3) L’avis mentionne également le droit du titulaire de permis
et de la personne de se voir accorder la possibilité d’être entendus
conformément à la procédure prévue à l’article 13.
Refusal to Certify
Refus d’accréditer
11. (1) The Commission or a designated officer authorized under paragraph 37(2)(b) of the Act shall notify a licensee who has
applied for the certification of a person and the person in respect
11. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)b) de la Loi avise le titulaire de permis qui
a demandé l’accréditation et la personne pour laquelle
(4) L’attestation est valide durant les cinq ans suivant la date de
sa délivrance ou de son renouvellement.
1191
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-204
of whom certification is being sought of a proposed decision not
to certify the person, as well as the basis for the proposed decision, at least 30 days before refusing to certify the person.
(2) The notice shall include a description of the licensee’s and
the person’s right to be provided with an opportunity to be heard
in accordance with the procedure referred to in section 13.
l’accréditation a été demandée de la décision proposée de ne pas
accréditer la personne, ainsi que du fondement de cette décision,
au moins trente jours avant de refuser de l’accréditer.
(2) L’avis mentionne également le droit du titulaire de permis
et de la personne de se voir accorder la possibilité d’être entendus
conformément à la procédure prévue à l’article 13.
Decertification
Retrait de l’attestation
12. (1) The Commission or a designated officer authorized under paragraph 37(2)(b) of the Act shall notify a person in respect
of whom a certificate has been issued and the licensee concerned
of a proposed decision to decertify the person, as well as the basis
for the proposed decision, at least 30 days before decertifying the
person.
(2) The notice shall include a description of the licensee’s and
the person’s right to be provided with an opportunity to be heard
in accordance with the procedure referred to in section 13.
12. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)b) de la Loi avise la personne accréditée et
le titulaire de permis concerné de la décision proposée de retirer
l’attestation, ainsi que du fondement de cette décision, au moins
trente jours avant de la retirer.
Opportunity to Be Heard
Possibilité d’être entendu
13. (1) If a licensee or a person referred to in section 10, 11
or 12 has received a notice and has requested, within 30 days after
the date of receipt of the notice, an opportunity to be heard either
orally or in writing, the licensee or the person shall be provided
with such an opportunity in accordance with the request.
(2) On completion of a hearing held in accordance with subsection (1), the licensee and the person shall be notified of the
decision and the reasons for it.
13. (1) Le titulaire de permis ou la personne visé aux articles 10, 11 ou 12 qui a reçu un avis et qui, dans les trente jours
suivant la date de réception de l’avis, a demandé d’être entendu
de vive voix ou par écrit est entendu conformément à la demande.
RECORDS TO BE KEPT AND RETAINED
DOCUMENTS À TENIR ET À CONSERVER
14. (1) Every licensee shall keep a record of the results of the
effluent and environmental monitoring programs referred to in the
licence.
(2) Every licensee who operates a Class I nuclear facility shall
keep a record of
(a) operating and maintenance procedures;
(b) the results of the commissioning program referred to in the
licence;
(c) the results of the inspection and maintenance programs referred to in the licence;
(d) the nature and amount of radiation, nuclear substances and
hazardous substances within the nuclear facility; and
(e) the status of each worker’s qualifications, requalification
and training, including the results of all tests and examinations
completed in accordance with the licence.
14. (1) Le titulaire de permis tient un document sur les résultats
des programmes de surveillance de l’environnement et des effluents qui sont prévus dans le permis.
(2) Le titulaire de permis qui exploite une installation nucléaire
de catégorie I tient un document sur :
a) les procédures d’exploitation et d’entretien;
b) les résultats du programme de mise en service prévu dans le
permis;
c) les résultats des programmes d’inspection et d’entretien prévus dans le permis;
d) la nature et la quantité des rayonnements, des substances nucléaires et des substances dangereuses présents dans
l’installation nucléaire;
e) l’état des qualifications, de la formation et de la requalification de chaque travailleur, y compris les résultats de tous les
examens et épreuves subis conformément au permis.
(3) Le titulaire de permis qui déclasse une installation nucléaire
de catégorie I tient un document sur :
a) les progrès réalisés pour respecter le calendrier des travaux
de déclassement;
b) la mise en oeuvre et les résultats du déclassement;
c) la façon dont les déchets nucléaires ou dangereux sont gérés,
stockés de façon provisoire ou permanente, évacués, éliminés
ou transférés;
d) le nom et la quantité des substances nucléaires radioactives,
des substances dangereuses et des rayonnements qui subsistent
à l’installation nucléaire après les travaux de déclassement;
e) l’état des qualifications, de la formation et de la requalification de chaque travailleur, y compris les résultats de tous les
examens et épreuves subis conformément au permis.
(3) Every licensee who decommissions a Class I nuclear facility shall keep a record of
(a) the progress achieved in meeting the schedule for the decommissioning;
(b) the implementation and results of the decommissioning;
(c) the manner in which and the location at which any nuclear
or hazardous waste is managed, stored, disposed of or transferred;
(d) the name and quantity of any radioactive nuclear substances, hazardous substances and radiation that remain at the
nuclear facility after completion of the decommissioning; and
(e) the status of each worker’s qualifications, requalification
and training, including the results of all tests and examinations
completed in accordance with the licence.
1192
(2) L’avis mentionne également le droit de la personne et du
titulaire de permis de se voir accorder la possibilité d’être entendus conformément à la procédure prévue à l’article 13.
(2) Au terme de l’audience tenue conformément au paragraphe (1), le titulaire de permis et la personne sont avisés de la décision et des motifs de celle-ci.
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-204
(4) Every person who is required by this section to keep a record referred to in paragraph (2)(a) to (d) or (3)(a) to (d) shall retain the record for 10 years after the expiry date of the licence to
abandon issued in respect of the Class I nuclear facility.
(5) Every person who is required by this section to keep a record referred to in paragraph (2)(e) or (3)(e) shall retain the record
for the period that the worker is employed by the licensee and for
five years after the worker ceases to be so employed.
(4) La personne qui est tenue de tenir un document visé aux
alinéas (2)a) à d) ou (3)a) à d) en application du présent article le
conserve pendant les dix ans suivant l’expiration du permis
d’abandon délivré pour l’installation nucléaire de catégorie I.
(5) La personne qui est tenue de tenir un document visé aux
alinéas (2)e) ou (3)e) en application du présent article le conserve
pendant la période où le travailleur est à son service et pendant les
cinq ans après qu’il cesse de l’être.
COMING INTO FORCE
ENTRÉE EN VIGUEUR
15. These Regulations come into force on the day on which
they are approved by the Governor in Council.
15. Le présent règlement entre en vigueur à la date de son
agrément par le gouverneur en conseil.
N.B. The Regulatory Impact Analysis Statement for
these Regulations appears at page 1142, following
SOR/2000-202.
N.B. Le résumé de l’étude d’impact de la réglementation de
ce règlement se trouve à la page 1142, suite au
DORS/2000-202.
Published by the Queen’s Printer for Canada, 2000
Publié par l’Imprimeur de la Reine pour le Canada, 2000
1193
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-205
Registration
SOR/2000-205 31 May, 2000
Enregistrement
DORS/2000-205
NUCLEAR SAFETY AND CONTROL ACT
LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION
NUCLÉAIRES
Class II Nuclear Facilities and Prescribed
Equipment Regulations
Règlement sur les installations nucléaires et
l’équipement réglementé de catégorie II
P.C. 2000-785 31 May, 2000
C.P. 2000-785 31 mai 2000
Her Excellency the Governor General in Council, on the recommendation of the Minister of Natural Resources, pursuant to
section 44 of the Nuclear Safety and Control Acta, hereby approves the annexed Class II Nuclear Facilities and Prescribed
Equipment Regulations made by the Canadian Nuclear Safety
Commission on May 31, 2000.
Sur recommandation du ministre des Ressources naturelles et
en vertu de l’article 44 de la Loi sur la sûreté et la réglementation
nucléairesa, Son Excellence la Gouverneure générale en conseil
agrée le Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II, ci-après, pris le 31 mai 2000 par
la Commission canadienne de sûreté nucléaire.
———
a
S.C. 1997, c. 9
a
1194
———
L.C. 1997, ch. 9
31 mai 2000
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-205
CANADIAN NUCLEAR SAFETY COMMISSION
COMMISSION CANADIENNE DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE
CLASS II NUCLEAR FACILITIES AND PRESCRIBED
EQUIPMENT REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES
ET L’ÉQUIPEMENT RÉGLEMENTÉ DE CATÉGORIE II
Table of Contents
Table des matières
INTERPRETATION AND APPLICATION
1. Interpretation
2. Application
LICENCE APPLICATIONS
CLASS II NUCLEAR FACILITIES
3. Licence to Construct
4. Licence to Operate
5. Licence to Decommission
CLASS II PRESCRIBED EQUIPMENT
6. General Requirement
7. Licence to Service
EXEMPTIONS FROM LICENCE REQUIREMENT
8. Activities in Relation to Class II Nuclear Facilities
9. Activities in Relation to Class II Prescribed
Equipment
CERTIFICATION OF CLASS II PRESCRIBED
EQUIPMENT
10. Certification Requirement
11. Application for Certification
12. Refusal to Certify
13. Decertification
14. Opportunity To Be Heard
RADIATION PROTECTION REQUIREMENTS
CLASS II NUCLEAR FACILITIES
15. General Requirements
16. Facilities Consisting of Irradiators
17. Facilities Consisting of Teletherapy Machines
CLASS II PRESCRIBED EQUIPMENT
18. Radiation Survey Meters
19. Leak Tests
20. Medical Supervision
RECORDS TO BE KEPT AND RETAINED
21.
COMING INTO FORCE
22.
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
1. Définitions
2. Champ d’application
DEMANDES DE PERMIS
INSTALLATIONS NUCLÉAIRES DE CATÉGORIE II
3. Permis de construction
4. Permis d’exploitation
5. Permis de déclassement
ÉQUIPEMENT RÉGLEMENTÉ DE CATÉGORIE II
6. Dispositions générales
7. Permis d’entretien
ACTIVITÉS EXEMPTÉES
8. Activités relatives aux installations nucléaires de
catégorie II
9. Activités relatives à l’équipement réglementé de
catégorie II
HOMOLOGATION DE L’ÉQUIPEMENT RÉGLEMENTÉ
DE CATÉGORIE II
10. Exigence d’homologation
11. Demande d’homologation
12. Refus d’homologuer
13. Annulation de l’homologation
14. Possibilité d’être entendu
EXIGENCES EN MATIÈRE DE RADIOPROTECTION
INSTALLATIONS NUCLÉAIRES DE CATÉGORIE II
15. Dispositions générales
16. Irradiateurs
17. Appareils de téléthérapie
ÉQUIPEMENT RÉGLEMENTÉ DE CATÉGORIE II
18. Radiamètres
19. Épreuves d’étanchéité
20. Supervision médicale
DOCUMENTS À TENIR ET À CONSERVER
21.
ENTRÉE EN VIGUEUR
22.
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2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-205
CLASS II NUCLEAR FACILITIES AND PRESCRIBED
EQUIPMENT REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES
ET L’ÉQUIPEMENT RÉGLEMENTÉ DE CATÉGORIE II
INTERPRETATION AND APPLICATION
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
Interpretation
Définitions
1. The definitions in this section apply in these Regulations.
“Act” means the Nuclear Safety and Control Act. (Loi)
“brachytherapy machine” means a device that is designed to
place, by remote control, a sealed source inside or in contact
with a person for therapeutic purposes. (appareil de curiethérapie)
“certificate” means a document issued by the Commission or by a
designated officer authorized under paragraph 37(2)(a) of the
Act, indicating that a model of Class II prescribed equipment is
certified. (homologation)
“certified” means certified by the Commission under paragraph 21(1)(h) of the Act or by a designated officer authorized
under paragraph 37(2)(a) of the Act. (homologué)
“Class II nuclear facility” means any of the following nuclear
facilities:
(a) a particle accelerator with a beam energy of less than
50 MeV that is capable of producing nuclear energy; or
(b) a facility prescribed by paragraph 19(c) of the General
Nuclear Safety and Control Regulations. (installation nucléaire de catégorie II)
“Class II prescribed equipment” means
(a) an irradiator that uses more than 1015 Bq of a nuclear
substance;
(b) an irradiator that requires shielding which is not part of
the irradiator and that can deliver a dose of radiation at a rate
exceeding 1 centigray per minute at 1 m;
(c) a radioactive source teletherapy machine;
(d) a particle accelerator with a beam energy of less than
50 MeV that is capable of producing nuclear energy; or
(e) a brachytherapy machine. (équipement réglementé de
catégorie II)
“hazardous substance” means a substance, other than a nuclear
substance, that is used or produced in the course of carrying on
a licensed activity and that may pose a risk to the environment
or the health and safety of persons. (substance dangereuse)
“irradiator” means a device that is designed to contain a nuclear
substance and to deliver controlled doses of radiation from that
substance to any target except persons. (irradiateur)
“licensed activity” means an activity described in paragraph 26(a), (c) or (e) of the Act that a licence authorizes the
licensee to carry on in relation to a Class II nuclear facility or
Class II prescribed equipment. (activité autorisée)
“licensee” means a person who is licensed to carry on an activity
described in any of paragraphs 26(a), (c) or (e) of the Act in
relation to a Class II nuclear facility or Class II prescribed
equipment. (titulaire de permis)
“radiation survey meter” means an instrument that is capable of
measuring radiation dose rates. (radiamètre)
“radioactive source teletherapy machine” means a teletherapy
machine that is designed to deliver doses of radiation produced
by a nuclear substance. (appareil de téléthérapie à source radioactive)
1. Les définitions qui suivent s’appliquent au présent règlement.
« activité autorisée » Activité visée aux alinéas 26a), c) ou e) de
la Loi que le titulaire de permis est autorisé à exercer relativement à une installation nucléaire de catégorie II ou à de
l’équipement réglementé de catégorie II. (licensed activity)
« appareil de curiethérapie » Appareil conçu pour placer par télécommande une source scellée dans ou sur le corps humain à
des fins thérapeutiques. (brachytherapy machine)
« appareil de téléthérapie » Appareil conçu pour administrer des
doses contrôlées de rayonnement dans un faisceau aux dimensions délimitées à des fins thérapeutiques. (teletherapy machine)
« appareil de téléthérapie à source radioactive » Appareil de téléthérapie conçu pour administrer des doses de rayonnement
produit par une substance nucléaire. (radioactive source
teletherapy machine)
« équipement réglementé de catégorie II » Selon le cas :
a) un irradiateur qui utilise plus de 1015 Bq d’une substance
nucléaire;
b) un irradiateur dont le blindage ne fait pas partie de
l’irradiateur et qui est conçu pour produire une dose de
rayonnement à un débit dépassant 1 centigray par minute à
1 m;
c) un appareil de téléthérapie à source radioactive;
d) un accélérateur de particules dont l’énergie de faisceau est
inférieure à 50 MeV et qui a la capacité de produire de
l’énergie nucléaire;
e) un appareil de curiethérapie. (Class II prescribed
equipment)
« homologation » Document délivré par la Commission ou par un
fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)a) de la
Loi et qui atteste que le modèle de l’équipement réglementé de
catégorie II est homologué. (certificate)
« homologué » Homologué par la Commission en vertu de
l’alinéa 21(1)h) de la Loi ou par un fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi. (certified)
« installation nucléaire de catégorie II » L’une des installations
suivantes :
a) un accélérateur de particules dont l’énergie de faisceau est
inférieure à 50 MeV et qui a la capacité de produire de
l’énergie nucléaire;
b) une installation visée à l’alinéa 19c) du Règlement général
sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (Class II nuclear facility)
« irradiateur » Appareil conçu pour contenir une substance nucléaire et administrer des doses contrôlées de rayonnement de
la substance à des cibles non humaines. (irradiator)
« Loi » La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (Act)
« radiamètre » Appareil conçu pour mesurer des débits de dose de
rayonnement. (radiation survey meter)
1196
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-205
“sealed source” means a radioactive nuclear substance in a sealed
capsule or in a cover to which the substance is bonded, where
the capsule or cover is strong enough to prevent contact with or
the dispersion of the substance under the conditions for which
the capsule or cover is designed. (source scellée)
“teletherapy machine” means a device that is designed to deliver
controlled doses of radiation in a collimated beam for therapeutic purposes. (appareil de téléthérapie)
“worker” means a person who performs work that is referred to in
a licence. (travailleur)
« source scellée » Substance nucléaire radioactive enfermée dans
une enveloppe scellée ou munie d’un revêtement auquel elle est
liée, l’enveloppe ou le revêtement présentant une résistance
suffisante pour empêcher tout contact avec la substance et la
dispersion de celle-ci dans les conditions d’emploi pour lesquelles l’enveloppe ou le revêtement a été conçu. (sealed
source)
« substance dangereuse » Substance, autre qu’une substance nucléaire, qui est utilisée ou produite au cours d’une activité autorisée et qui peut présenter un danger pour l’environnement ou
pour la santé et la sécurité des personnes. (hazardous
substance)
« titulaire de permis » Personne autorisée par permis à exercer
toute activité visée à l’un des alinéas 26a), c) ou e) de la Loi
relativement à une installation nucléaire de catégorie II ou à de
l’équipement réglementé de catégorie II. (licensee)
« travailleur » Personne qui effectue un travail mentionné dans un
permis. (worker)
Application
Champ d’application
2. These Regulations apply in respect of Class II nuclear facilities and Class II prescribed equipment.
2. Le présent règlement s’applique aux installations nucléaires
de catégorie II et à l’équipement réglementé de catégorie II.
LICENCE APPLICATIONS
DEMANDES DE PERMIS
Class II Nuclear Facilities
Installations nucléaires de catégorie II
Licence to Construct
Permis de construction
3. An application for a licence to construct a Class II nuclear
facility shall contain the following information in addition to the
information required by section 3 of the General Nuclear Safety
and Control Regulations:
(a) the proposed name and location of the nuclear facility;
(b) evidence that the applicant is the owner of the proposed site
or has authority from the owner of the site to construct the nuclear facility;
(c) the name, model and description of the Class II prescribed
equipment that is proposed to be used, including its design operating conditions and manufacturer;
(d) the proposed measures to control access within the nuclear
facility and any other safety-related features, including the
schematics of the devices involved and their wiring;
(e) the proposed plans, elevations and drawings of the nuclear
facility, showing its layout, location, the location of its components and the location of adjacent areas that may be occupied
by persons;
(f) the proposed purpose of the adjacent areas, including a description of their uses and the estimated levels of occupancy;
(g) the proposed location, type, composition, thickness and
density of shielding material, including the method that will be
used to verify the composition and density and the calculations
that will be used to determine the adequacy of the shielding;
(h) the proposed location and dimensions of voids in the
shielding, including access ways and service ducts;
(i) a description of the proposed ventilation system, including
the ventilation flow rate, air circulation and location of intake
and discharge points in respect of any irradiator or particle accelerator;
(j) the proposed quality assurance program for the design and
construction of the nuclear facility;
3. La demande de permis pour construire une installation nucléaire de catégorie II comprend les renseignements suivants,
outre ceux exigés à l’article 3 du Règlement général sur la sûreté
et la réglementation nucléaires :
a) le nom et l’emplacement proposés de l’installation nucléaire;
b) la preuve que le demandeur est le propriétaire de
l’emplacement proposé ou qu’il est mandaté par celui-ci pour y
construire l’installation nucléaire;
c) le nom, le modèle et une description de l’équipement réglementé de catégorie II qui y sera utilisé, y compris ses conditions nominales de fonctionnement et le nom de son fabricant;
d) les mesures proposées pour contrôler l’accès au sein de
l’installation nucléaire et à tous les éléments liés à la sûreté, y
compris le schéma des dispositifs prévus et leur câblage;
e) les plans, les élévations et les dessins proposés pour l’installation nucléaire, montrant le plan d’implantation, l’emplacement de l’installation et de ses composants ainsi que l’emplacement des zones adjacentes susceptibles d’être occupées par
des personnes;
f) les fins prévues des zones adjacentes, y compris une description de leurs utilisations et leur taux d’occupation envisagé;
g) l’emplacement, le type, la composition, l’épaisseur et la densité proposés pour le blindage, y compris la méthode qui sera
utilisée pour en vérifier la composition et la densité, ainsi que
les calculs qui serviront à en établir la suffisance;
h) l’emplacement et les dimensions proposés des vides dans le
blindage, y compris les voies d’accès et les conduits de service;
i) une description du système de ventilation proposé, y compris
le débit d’air, le mode de circulation de l’air ainsi que l’emplacement des prises d’air et des bouches d’évacuation de tout irradiateur ou accélérateur de particules;
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(k) the type and energy of radiation produced by any particle
accelerator to be encompassed by the licence;
(l) the anticipated maximum dose of radiation that may be received by any person as a result of the commissioning of and
during the operation of the nuclear facility;
(m) the direction of the direct beam of any teletherapy machine
to be encompassed by the licence and a description of the
physical means that may be used to limit the direction of that
beam;
(n) the expected and maximum radiological workloads during
the commissioning and operation of the nuclear facility, per
week in grays at 1 m, for any teletherapy machine to be encompassed by the licence;
(o) the anticipated number of hours per week that the Class II
prescribed equipment in the nuclear facility will be operated for
the purpose of treatment, dosimetry, servicing or research;
(p) the effects on the environment and the health and safety of
persons that may result from the activity to be licensed;
(q) the proposed responsibilities of and qualification requirements and training program for workers during the operation of
the nuclear facility;
(r) the program to inform persons living in the vicinity of the
site of the general nature and characteristics of the anticipated
effects on the environment and the health and safety of persons
that may result from the nuclear facility; and
(s) the proposed plan for the decommissioning of the nuclear
facility.
j) le programme d’assurance de la qualité proposé pour la conception et la construction de l’installation nucléaire;
k) le type et l’énergie du rayonnement produit par tout accélérateur de particules que visera le permis;
l) la dose de rayonnement maximale prévue que risque de recevoir toute personne par suite de la mise en service de l’installation nucléaire et pendant son exploitation;
m) la direction du faisceau direct de tout appareil de téléthérapie que visera le permis et une description des moyens physiques pouvant être utilisés pour limiter la direction du faisceau;
n) les charges de travail radiologique prévues et maximales par
semaine — exprimées en grays et mesurées à 1 m — de tout
appareil de téléthérapie que visera le permis par suite de la
mise en service et de l’exploitation de l’installation nucléaire;
o) le nombre prévu d’heures par semaine pendant lesquelles
l’équipement réglementé de catégorie II de l’installation nucléaire fonctionnera à des fins de traitement, de dosimétrie,
d’entretien ou de recherche;
p) les effets que l’activité visée par la demande peut avoir sur
l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes;
q) les responsabilités, les exigences de qualification et le programme de formation proposés pour les travailleurs durant
l’exploitation de l’installation nucléaire;
r) le programme destiné à informer les personnes qui résident à
proximité de l’emplacement de la nature et des caractéristiques
générales des effets prévus de l’installation nucléaire sur
l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes;
s) le plan proposé pour le déclassement de l’installation nucléaire.
Licence to Operate
Permis d’exploitation
4. An application for a licence to operate a Class II nuclear facility shall contain the following information in addition to the
information required by section 3 of the General Nuclear Safety
and Control Regulations:
(a) the name and location of the nuclear facility;
(b) the proposed commissioning plan;
(c) a description of the results of any commissioning work;
(d) evidence that the applicant is the owner of the site or has
authority from the owner of the site to operate the nuclear facility;
(e) a description of the components, systems and equipment
proposed to be used, including their design operating conditions;
(f) the proposed measures, policies, methods and procedures
for operating and maintaining the nuclear facility;
(g) a description of the proposed procedures for handling,
storing, loading and transporting nuclear substances and hazardous substances;
(h) the proposed quality assurance program;
(i) the type and energy of radiation produced by any particle
accelerator to be encompassed by the licence;
(j) the proposed measures to ensure that the type of beam producible by, and the maximum output energy, limits to the beam
orientation and maximum radiation dose rate of, the Class II
prescribed equipment cannot be inadvertently altered;
4. La demande de permis pour exploiter une installation nucléaire de catégorie II comprend les renseignements suivants,
outre ceux exigés à l’article 3 du Règlement général sur la sûreté
et la réglementation nucléaires :
a) le nom et l’emplacement de l’installation nucléaire;
b) le plan de mise en service proposé;
c) une description des résultats de touts travaux de mise en service;
d) la preuve que le demandeur est le propriétaire de l’emplacement proposé ou qu’il est mandaté par celui-ci pour y exploiter
l’installation nucléaire;
e) une description des composants, des systèmes et de l’équipement qui y seront utilisés, y compris leurs conditions nominales
de fonctionnement;
f) les mesures, les politiques, les méthodes et les procédures
proposées pour l’exploitation et l’entretien de l’installation nucléaire;
g) une description des procédures proposées pour la manipulation, le stockage provisoire, le chargement et le transport des
substances nucléaires et des substances dangereuses;
h) le programme d’assurance de la qualité proposé;
i) le type et l’énergie du rayonnement produit par tout accélérateur de particules que visera le permis;
j) les mesures proposées pour garantir que le type de faisceau
produit, l’énergie de sortie maximale, les limites d’orientation
du faisceau et le débit de dose de rayonnement maximales de
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(k) the proposed method for measuring the effectiveness of the
shielding of the nuclear facility and any results of those measurements;
(l) a description of the proposed portable radiation detection
equipment, including its type, sensitivity, range and accuracy
and the methods and procedures for calibrating it;
(m) the proposed methods, procedures and equipment for conducting the leak tests required by these Regulations;
(n) a description of any proposed area radiation monitoring
system;
(o) the anticipated maximum dose of radiation that may be received by any person as a result of the commissioning of the
nuclear facility;
(p) the expected and maximum radiological workloads, per
week in grays at 1 m, for any teletherapy machine to be encompassed by the licence;
(q) the anticipated number of hours per week that the Class II
prescribed equipment in the nuclear facility will be operated for
the purpose of treatment, dosimetry, servicing or research;
(r) the proposed methods, procedures and equipment for conducting radiation surveys, including the frequency of the surveys and the location of radiation survey points;
(s) the proposed responsibilities of and qualification requirements and training program for workers; and
(t) the proposed plan for the decommissioning of the nuclear
facility.
l’équipement réglementé de catégorie II ne puissent être modifiés par mégarde;
k) la méthode proposée pour mesurer l’efficacité du blindage
de l’installation nucléaire et tout résultat obtenu;
l) une description de l’équipement portable proposé pour la
détection des rayonnements, y compris son type, sa sensibilité,
son échelle et sa précision, ainsi que les méthodes et les procédures d’étalonnage;
m) les méthodes, les procédures et l’équipement proposés pour
effectuer les épreuves d’étanchéité exigées par le présent règlement;
n) une description de tout système proposé pour le contrôle des
rayonnements de zone;
o) la dose de rayonnement maximale prévue que risque de recevoir toute personne par suite de la mise en service de l’installation nucléaire;
p) les charges de travail radiologique prévues et maximales par
semaine — exprimées en grays et mesurées à 1 m — de tout
appareil de téléthérapie que visera le permis;
q) le nombre prévu d’heures par semaine pendant lesquelles
l’équipement réglementé de catégorie II de l’installation nucléaire fonctionnera à des fins de traitement, de dosimétrie,
d’entretien ou de recherche;
r) les méthodes, les procédures et l’équipement proposés pour
les contrôles radiologiques, y compris la fréquence de ces contrôles et l’endroit où ils seront effectués;
s) les responsabilités, les exigences de qualification et le programme de formation proposés pour les travailleurs;
t) le plan proposé pour le déclassement de l’installation nucléaire.
Licence to Decommission
Permis de déclassement
5. An application for a licence to decommission a Class II nuclear facility shall contain the following information in addition to
the information required by section 3 of the General Nuclear
Safety and Control Regulations:
(a) the name and location of the nuclear facility;
(b) the proposed nature of and schedule for the decommissioning;
(c) the land, buildings, structures, components, systems,
equipment, nuclear substances and hazardous substances that
will be affected by the decommissioning;
(d) the nature, quantity and activity of any radioactive nuclear
substances at the nuclear facility;
(e) the nature and extent of any radioactive contamination at
the nuclear facility, including radiation dose rates;
(f) the proposed measures to control releases of radioactive nuclear substances and hazardous substances into the environment;
(g) the anticipated maximum dose of radiation that may be received by any person as a result of the decommissioning;
(h) the maximum quantities and concentrations of nuclear substances and hazardous substances that may be released into the
environment;
(i) the effects on the environment and the health and safety of
persons that may result from the decommissioning, and the
measures that will be taken to prevent or mitigate those effects;
(j) the proposed responsibilities of and qualification requirements for workers; and
5. La demande de permis pour déclasser une installation nucléaire de catégorie II comprend les renseignements suivants,
outre ceux exigés à l’article 3 du Règlement général sur la sûreté
et la réglementation nucléaires :
a) le nom et l’emplacement de l’installation nucléaire;
b) la nature et le calendrier proposés pour le déclassement;
c) les terrains, les bâtiments, les structures, les composants, les
systèmes, l’équipement, les substances nucléaires et les substances dangereuses qui seront touchés par le déclassement;
d) la nature, la quantité et l’activité des substances nucléaires
radioactives se trouvant à l’installation nucléaire;
e) la nature et l’étendue de toute contamination radioactive à
l’installation nucléaire, y compris les débits de dose de rayonnement;
f) les mesures proposées pour contrôler les rejets de substances
nucléaires radioactives et de substances dangereuses dans
l’environnement;
g) la dose de rayonnement maximale prévue que risque de recevoir toute personne par suite du déclassement de l’installation nucléaire;
h) les quantités et les concentrations maximales de substances
nucléaires et de substances dangereuses pouvant être rejetées
dans l’environnement;
i) les effets que le déclassement peut avoir sur l’environnement
ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes, de même que
les mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets;
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(k) a description of the planned state of the site upon completion of the decommissioning.
j) les responsabilités et les exigences de qualification proposées
pour les travailleurs;
k) une description de l’état prévu de l’emplacement après
l’achèvement du déclassement.
Class II Prescribed Equipment
Équipement réglementé de catégorie II
General Requirement
Dispositions générales
6. An application for a licence in respect of Class II prescribed
equipment, other than a licence to service, shall contain a copy of
or the number of any certificate relating to the equipment in addition to the information required by section 3 and, where applicable, section 4 of the General Nuclear Safety and Control Regulations.
6. La demande de permis relative à l’équipement réglementé de
catégorie II, autre que la demande de permis d’entretien, comprend une copie ou le numéro de toute homologation de cet équipement, outre les renseignements exigés à l’article 3 et, selon le
cas, à l’article 4 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires.
Licence to Service
Permis d’entretien
7. An application for a licence to service Class II prescribed
equipment shall contain the following information in addition to
the information required by section 3 of the General Nuclear
Safety and Control Regulations:
(a) the name, model number and characteristics of the equipment or the number of the certificate relating to the equipment;
(b) a description of the nature of the servicing proposed to be
carried on;
(c) the proposed methods, procedures and equipment for carrying on the servicing;
(d) the proposed qualification requirements and training program for workers; and
(e) the proposed procedures to be followed after completion of
the servicing to confirm that the equipment is safe to use.
7. La demande de permis pour entretenir l’équipement réglementé de catégorie II comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés à l’article 3 du Règlement général sur la sûreté et
la réglementation nucléaires :
a) le nom, le numéro de modèle et les caractéristiques de
l’équipement réglementé de catégorie II, ou son numéro
d’homologation;
b) une description du genre d’entretien proposé;
c) les méthodes, les procédures et l’équipement proposés pour
effectuer l’entretien;
d) les exigences de qualification et le programme de formation
proposés pour les travailleurs;
e) les procédures proposées qui seront suivies après l’entretien
pour confirmer que l’équipement peut être utilisé en toute sécurité.
EXEMPTIONS FROM LICENCE REQUIREMENT
ACTIVITÉS EXEMPTÉES
Activities in Relation to Class II Nuclear Facilities
Activités relatives aux installations nucléaires de catégorie II
8. (1) A person may carry on any of the following activities
without a licence to carry on that activity:
(a) prepare a site for a Class II nuclear facility;
(b) construct, operate, modify, decommission or abandon a
Class II nuclear facility that consists of a geophysical logging
accelerator; or
(c) decommission a Class II nuclear facility that consists of a
brachytherapy machine or a radioactive source teletherapy machine.
(2) For greater certainty, the exemptions established in subsection (1) relate only to the activities specified in that subsection
and do not derogate from the licence requirement imposed by
section 26 of the Act in relation to other activities.
8. (1) Toute personne peut exercer les activités suivantes sans y
être autorisée par un permis :
a) préparer l’emplacement d’une installation nucléaire de catégorie II;
b) construire, exploiter, modifier, déclasser ou abandonner une
installation nucléaire de catégorie II qui consiste en un accélérateur servant à la prise de diagraphies géophysiques;
c) déclasser une installation nucléaire de catégorie II qui est un
appareil de curiethérapie ou un appareil de téléthérapie à source
radioactive.
(2) Il demeure entendu que les exemptions prévues au paragraphe (1) ne visent que les activités qui y sont spécifiées et
n’écartent pas l’obligation, prévue à l’article 26 de la Loi,
d’obtenir un permis pour exercer d’autres activités.
Activities in Relation to Class II Prescribed Equipment
Activités relatives à l’équipement réglementé de catégorie II
9. (1) A person may, without a licence to carry on that activity,
possess, transfer or produce Class II prescribed equipment that
does not contain a nuclear substance.
9. (1) Toute personne peut, sans y être autorisée par permis,
avoir en sa possession, transférer ou produire de l’équipement
réglementé de catégorie II qui ne contient pas de substance nucléaire.
(2) Il demeure entendu que les exemptions prévues au paragraphe (1) ne visent que les activités qui y sont spécifiées et
n’écartent pas l’obligation, prévue à l’article 26 de la Loi,
d’obtenir un permis pour exercer d’autres activités.
(2) For greater certainty, the exemptions established in subsection (1) relate only to the activities specified in that subsection
and do not derogate from the licence requirement imposed by
section 26 of the Act in relation to other activities.
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CERTIFICATION OF CLASS II PRESCRIBED EQUIPMENT
HOMOLOGATION DE L’ÉQUIPEMENT RÉGLEMENTÉ DE CATÉGORIE II
Certification Requirement
Exigence d’homologation
10. No person shall use Class II prescribed equipment unless
(a) it is a certified model; or
(b) it is used in accordance with a licence that authorizes its use
for development purposes.
10. Il est interdit d’utiliser de l’équipement réglementé de catégorie II à moins que celui-ci ne soit, selon le cas :
a) d’un modèle homologué;
b) utilisé conformément au permis qui en autorise l’usage à des
fins de développement.
Application for Certification
Demande d’homologation
11. The Commission or a designated officer authorized under
paragraph 37(2)(a) of the Act may certify a model of Class II
prescribed equipment after receiving an application that includes
the following information:
(a) the applicant’s name and business address;
(b) the name and business address of the manufacturer of the
equipment;
(c) the name and model number of the equipment;
(d) the design of the equipment and its components, including
any standards used in the design;
(e) the intended use of the equipment;
(f) the name, quantity in becquerels and form of the nuclear
substance to be incorporated into the equipment;
(g) the method of incorporating the nuclear substance into the
equipment;
(h) the expected radiation dose rates around the equipment in
all modes of operation, including the method, calculations and
measurements used to establish them;
(i) the maximum radiation dose rate that the equipment can deliver;
(j) instructions for the use, transportation and storage of the
equipment;
(k) instructions for conducting leak tests on the equipment;
(l) instructions for dealing with accidents involving the equipment;
(m) a description of the labelling of the equipment;
(n) the quality assurance program that was followed during the
design of the equipment and that will be followed during the
production of the equipment;
(o) the type of package for and the procedures for packaging
and transporting any equipment that may contain a nuclear substance, including the emergency response plan to be followed
in case of a transportation accident involving the equipment;
(p) the recommended inspection and servicing program for the
equipment;
(q) the type of beam producible by, and the maximum output
energy and limits to the beam orientation of, any particle accelerator or radioactive source teletherapy machine;
(r) the estimated maximum photon and neutron leakage during
the use of any teletherapy machine;
(s) the half-lives of activated components of any particle accelerator and the radiation dose rate at 30 cm from those components; and
(t) at the request of the Commission, any other information that
is necessary to enable the Commission or the designated officer
to determine whether the equipment poses an unreasonable risk
to the environment, the health and safety of persons or national
security.
11. La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi peut homologuer un modèle
d’équipement réglementé de catégorie II sur réception d’une demande qui comprend les renseignements suivants :
a) le nom et l’adresse d’affaires du demandeur;
b) le nom et l’adresse d’affaires du fabricant de l’équipement;
c) le nom et le numéro de modèle de l’équipement;
d) la conception de l’équipement et de ses composants, y compris les normes qui ont servi à la conception;
e) les fins auxquelles l’équipement est destiné;
f) le nom, la quantité en becquerels et la forme de la substance
nucléaire qui sera contenue dans l’équipement;
g) la méthode utilisée pour incorporer la substance nucléaire
dans l’équipement;
h) les débits de dose de rayonnement prévus autour de
l’équipement, dans tous les modes de fonctionnement, y compris la méthode, les calculs et les relevés qui ont servi à les établir;
i) le débit maximal de dose de rayonnement que peut produire
l’équipement;
j) les instructions concernant l’utilisation, le transport et le
stockage provisoire de l’équipement;
k) les instructions pour effectuer les épreuves d’étanchéité sur
l’équipement;
l) les instructions à suivre en cas d’accident mettant en cause
l’équipement;
m) une description de l’étiquetage de l’équipement;
n) le programme d’assurance de la qualité qui a été suivi pendant la conception de l’équipement et qui sera suivi pendant sa
production;
o) le type de colis et les procédures d’emballage et de transport
de l’équipement pouvant contenir une substance nucléaire, y
compris le plan d’intervention d’urgence à suivre en cas
d’accident pendant le transport de l’équipement;
p) le programme d’inspection et d’entretien recommandé pour
l’équipement;
q) le type de faisceau, l’énergie de sortie maximale et les limites d’orientation du faisceau de tout accélérateur de particules
ou de tout appareil de téléthérapie à source radioactive;
r) les fuites maximales prévues de rayonnement photonique et
neutronique pendant l’utilisation de tout appareil de téléthérapie;
s) la demi-vie des composants radioactifs de tout accélérateur
de particules ainsi que le débit de dose de rayonnement à 30 cm
de ces composants;
t) à la demande de la Commission, tout autre renseignement
dont celle-ci ou le fonctionnaire désigné a besoin pour déterminer si l’équipement présente un danger inacceptable pour
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l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ou la sécurité nationale.
Refusal to Certify
Refus d’homologuer
12. (1) The Commission or a designated officer authorized under paragraph 37(2)(a) of the Act shall notify a person who has
applied for the certification of a model of Class II prescribed
equipment of a proposed decision not to certify the model, as well
as the basis for the proposed decision, at least 30 days before
refusing to certify it.
(2) The notice shall include a description of the person’s right
to be provided with an opportunity to be heard in accordance with
the procedure referred to in section 14.
12. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi avise la personne qui a demandé l’homologation d’un modèle d’équipement réglementé de catégorie II de la décision proposée de ne pas l’homologuer, ainsi
que du fondement de cette décision, au moins trente jours avant
de refuser de l’homologuer.
(2) L’avis mentionne également le droit de la personne de se
voir accorder la possibilité d’être entendu conformément à la procédure prévue à l’article 14.
Decertification
Annulation de l’homologation
13. (1) The Commission or a designated officer authorized under paragraph 37(2)(a) of the Act shall notify a person to whom a
certificate for a model of Class II prescribed equipment has been
issued, and any licensee who is licensed in respect of that model,
of a proposed decision to decertify the model, as well as the basis
for the proposed decision, at least 30 days before decertifying it.
(2) The notice shall include a description of the person’s and
the licensee’s right to be provided with an opportunity to be heard
in accordance with the procedure referred to in section 14.
13. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi avise la personne qui a obtenu
l’homologation d’un modèle d’équipement réglementé de catégorie II, ainsi que les titulaires de permis concernés, de la décision
proposée d’annuler l’homologation, ainsi que du fondement de
cette décision, au moins trente jours avant de l’annuler.
(2) L’avis mentionne également le droit de la personne et des
titulaires de permis de se voir accorder la possibilité d’être entendus conformément à la procédure prévue à l’article 14.
Opportunity To Be Heard
Possibilité d’être entendu
14. (1) Where a person referred to in section 12 or 13 or a licensee referred to in section 13 has received a notice and has requested, within 30 days after the date of receipt of the notice, an
opportunity to be heard either orally or in writing, the person or
the licensee shall be provided with such an opportunity in accordance with the request.
(2) On completion of a hearing held in accordance with subsection (1), every person and licensee who was notified in accordance with section 12 or 13 shall be notified of the decision and
the reasons for it.
(3) Where neither a person referred to in section 12 or 13 nor a
licensee referred to in section 13 requests an opportunity to be
heard within the period referred to in subsection (1), they shall be
notified of the decision and the reasons for it.
14. (1) La personne visée aux articles 12 ou 13 ou le titulaire de
permis visé à l’article 13 qui a reçu un avis et qui, dans les trente
jours suivant la date de sa réception, a demandé d’être entendu de
vive voix ou par écrit, est entendu conformément à la demande.
(2) Au terme de l’audience tenue conformément au paragraphe (1), la personne et les titulaires de permis qui ont reçu un avis
conformément aux articles 12 ou 13 sont avisés de la décision
ainsi que des motifs de celle-ci.
(3) Si, dans le délai prévu au paragraphe (1), la personne visée
aux articles 12 ou 13 ou le titulaire de permis visé à l’article 13
n’a présenté aucune demande pour être entendu, ils sont avisés de
la décision ainsi que des motifs de celle-ci.
RADIATION PROTECTION REQUIREMENTS
EXIGENCES EN MATIÈRE DE RADIOPROTECTION
Class II Nuclear Facilities
Installations nucléaires de catégorie II
General Requirements
Dispositions générales
15. (1) This section applies to licensees who operate Class II
nuclear facilities other than geophysical logging accelerators.
15. (1) Le présent article s’applique au titulaire de permis qui
exploite une installation nucléaire de catégorie II, sauf un accélérateur servant à la prise de diagraphies géophysiques.
(2) Chaque porte d’entrée d’une pièce dans laquelle se trouve
de l’équipement réglementé de catégorie II est munie d’un dispositif conçu pour empêcher l’équipement d’être utilisé lorsque la
porte est ouverte, jusqu’à ce qu’une personne active le dispositif
de l’intérieur de la pièce et ferme la porte dans un délai préétabli.
(3) Chaque entrée, sauf celle qui est munie d’une porte, d’une
pièce dans laquelle se trouve de l’équipement réglementé de catégorie II est munie d’un dispositif conçu pour empêcher l’équipement d’être utilisé lorsqu’une personne franchit l’entrée, jusqu’à
ce que quelqu’un active le dispositif de l’intérieur de la pièce et
quitte la pièce dans un délai préétabli.
(2) Each entrance door to a room in which Class II prescribed
equipment is located shall be equipped with a device that, when
the door is open, prevents the equipment from being used until a
person activates the device from inside the room and closes the
door within a preset period of time.
(3) Each entrance, other than a door, to a room in which
Class II prescribed equipment is located shall be equipped with a
device that, when a person passes through the entrance, prevents
the equipment from being used until a person activates the device
from inside the room and leaves the room within a preset period
of time.
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(4) After a device referred to in subsection (2) or (3) is serviced, the licensee shall not use the Class II prescribed equipment
until the licensee performs a test or inspection that establishes that
the device is functioning in accordance with the licence and the
certificate.
(4) Après que le dispositif visé aux paragraphes (2) ou (3) a fait
l’objet de travaux d’entretien, le titulaire de permis s’abstient
d’utiliser l’équipement réglementé de catégorie II jusqu’à ce qu’il
ait effectué un essai ou une inspection établissant que le dispositif
fonctionne conformément au permis et à l’homologation.
(5) Each entrance to a room in which Class II prescribed
equipment is located shall be equipped with a readily visible display that indicates the irradiation state of the equipment.
(5) Chaque entrée d’une pièce dans laquelle se trouve de
l’équipement réglementé de catégorie II est munie d’un panneau,
placé bien en vue, indiquant l’état d’irradiation de cet équipement.
(6) Every room in which Class II prescribed equipment that is
used on persons is located shall be equipped with an area radiation monitoring system that is independent of the equipment and
that produces an alarm when any entrance door to the room is
open while the equipment is delivering a dose of radiation.
(6) Les pièces dans lesquelles se trouve de l’équipement réglementé de catégorie II qui est utilisé sur des personnes sont munies
d’un système de contrôle des rayonnements de zone qui est indépendant de l’équipement et qui émet un signal d’avertissement
lorsqu’une porte d’entrée de la pièce est ouverte pendant que
l’équipement produit une dose de rayonnement.
(7) Every room in which Class II prescribed equipment that is
not used on persons is located shall be equipped with a device
that provides a continuous audible signal within the room for
30 seconds before irradiation commences.
(7) Les pièces dans lesquelles se trouve de l’équipement réglementé de catégorie II qui n’est pas utilisé sur des personnes sont
munies d’un dispositif émettant, dans la pièce, un signal sonore
continu pendant trente secondes avant le début de l’irradiation.
(8) Every room in which Class II prescribed equipment is located shall be equipped with emergency stop buttons located as
specified in subsection (9) that, when any one of them is pressed,
cause all Class II prescribed equipment in the room to automatically revert to a safe state until the pressed button is reset and a
switch on the control console of the equipment is activated.
(8) Les pièces dans lesquelles se trouve de l’équipement réglementé de catégorie II sont munies de boutons d’arrêt d’urgence
placés aux endroits prévus au paragraphe (9) qui, lorsque l’un
d’eux est activé, font en sorte que tout équipement réglementé de
catégorie II se trouvant dans la pièce retourne à l’état sécuritaire
et ne peut être réutilisé avant que le bouton ait été relancé et
qu’un commutateur du pupitre de commande ait été activé.
(9) The emergency stop buttons referred to in subsection (8)
shall be located in the following places:
(a) on the control console of all Class II prescribed equipment
in the room;
(b) at each entrance to the room, on the inside of the room; and
(c) on both sides of all Class II equipment in the room and, in
the case of a teletherapy machine, in places that cannot be in
the direct beam.
(9) Les boutons d’arrêt d’urgence prévus au paragraphe (8)
sont placés :
a) sur le pupitre de commande de chaque pièce d’équipement
réglementé de catégorie II qui se trouve dans la pièce;
b) à chacune des entrées de la pièce, à l’intérieur de la pièce;
c) de chaque côté de l’équipement réglementé de catégorie II
qui se trouve dans la pièce et, dans le cas d’un appareil de téléthérapie, à des endroits hors de la projection du faisceau direct.
(10) Every Class II nuclear facility shall be equipped with a
key switch or code-operated device that prevents persons who are
not authorized by the licensee from operating the Class II prescribed equipment in the nuclear facility.
(10) L’installation nucléaire de catégorie II est munie d’un
commutateur à clé ou d’un dispositif activé par un code qui empêche toute personne non autorisée par le titulaire de permis
d’utiliser l’équipement réglementé de catégorie II de l’installation
nucléaire.
(11) Subsections (2) and (3) and paragraphs (9)(b) and (c) do
not apply in respect of a brachytherapy machine that contains less
than 50 GBq of a nuclear substance.
(11) Les paragraphes (2) et (3) et les alinéas (9)b) et c) ne
s’appliquent pas à un appareil de curiethérapie qui contient moins
de 50 GBq d’une substance nucléaire.
Facilities Consisting of Irradiators
Irradiateurs
16. (1) Every person who enters a room in which an irradiator
that is Class II prescribed equipment is located shall, upon entering the room, ascertain that the radiation field in the room is safe
by using a radiation survey meter.
16. (1) La personne qui entre dans une pièce où se trouve un irradiateur réglementé de catégorie II vérifie à l’aide d’un radiamètre, dès son entrée dans la pièce, que le champ de rayonnement
dans la pièce est sécuritaire.
(2) A person referred to in subsection (1) shall, immediately
before entering the room, verify that the radiation survey meter is
in working order.
(2) La personne visée au paragraphe (1) vérifie que le radiamètre est en bon état de fonctionnement immédiatement avant
d’entrer dans la pièce.
Facilities Consisting of Teletherapy Machines
Appareils de téléthérapie
17. Every licensee shall, after changing a sealed source in a
teletherapy machine or altering the shielding of a Class II nuclear
facility containing a teletherapy machine, at all accessible locations within the nuclear facility and in the following manner, take
17. Après avoir remplacé la source scellée d’un appareil de téléthérapie ou modifié le blindage de l’installation nucléaire de
catégorie II dans laquelle se trouve un appareil de téléthérapie, le
titulaire de permis prend, pendant que l’appareil de téléthérapie
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-205
measurements of the radiation dose rates while the teletherapy
machine is in the irradiation mode:
(a) at locations that are in line with the direct beam, with the
beam in its most adverse orientation in respect of each wall and
ceiling, at its maximum energy, dose rate and field size, and
not directed at a phantom; and
(b) at locations that are not in line with the direct beam, during
irradiation of a tissue-equivalent phantom at the normal treatment distance.
est en mode d’irradiation, des relevés des débits de dose de
rayonnement à tous les endroits accessibles de l’installation nucléaire de la façon suivante :
a) pour les endroits qui sont dans la projection du faisceau direct, le faisceau étant orienté en direction où la barrière est la
moins efficace pour chaque mûr et plafond, à l’énergie, au débit de dose et aux dimensions maximaux et en l’absence de
fantôme dans le faisceau;
b) pour les endroits hors de la projection du faisceau direct,
pendant l’irradiation d’un fantôme équivalent à un tissu à distance normale pour un traitement.
Class II Prescribed Equipment
Équipement réglementé de catégorie II
Radiation Survey Meters
Radiamètres
18. (1) Every licensee who uses or services Class II prescribed
equipment shall make available to each worker a radiation survey
meter that
(a) has been calibrated within the 12 months preceding its use;
(b) is capable of measuring the gamma and X-ray radiation
from the sealed source and the Class II prescribed equipment;
and
(c) indicates that the power level of its batteries is sufficient for
its operation.
(2) No person shall use, for the purposes of the Act, the regulations made under the Act or an order or a licence, a radiation survey meter that has not been calibrated within the 12 months preceding its use.
18. (1) Le titulaire de permis qui utilise de l’équipement réglementé de catégorie II ou en fait l’entretien met à la disposition de
chaque travailleur un radiamètre qui :
a) a été étalonné au cours des douze mois précédant son utilisation;
b) est conçu pour mesurer le rayonnement gamma et les rayons X
provenant de la source scellée et de l’équipement réglementé
de catégorie II;
c) indique que la charge de ses piles est suffisante pour son utilisation.
(2) Il est interdit d’utiliser, pour l’application de la Loi, de ses
règlements ou d’un ordre ou d’un permis, un radiamètre qui n’a
pas été étalonné au cours des douze mois précédant son utilisation.
Leak Tests
Épreuves d’étanchéité
19. (1) Every licensee who possesses, uses or produces, in or
for Class II prescribed equipment, either a sealed source containing 50 MBq or more of a nuclear substance or a nuclear substance
as shielding shall, at the following times, conduct leak tests on the
sealed source or shielding using instruments and procedures that
enable the licensee to detect a leakage of 200 Bq or less of the
nuclear substance:
(a) where the sealed source or shielding is used after being
stored for 12 or more consecutive months, immediately before
using it;
(b) where the sealed source or shielding is being stored, every
24 months;
(c) where an event that may have damaged the sealed source or
shielding has occurred, immediately after the event; and
(d) in all other cases,
(i) where the sealed source or shielding is located in Class II
prescribed equipment, every 12 months, and
(ii) where the sealed source or shielding is not located in
Class II prescribed equipment, every six months.
19. (1) Le titulaire de permis qui a en sa possession, utilise ou
produit, dans ou pour l’équipement réglementé de catégorie II,
une source scellée contenant au moins 50 MBq d’une substance
nucléaire ou une substance nucléaire servant de blindage soumet,
au moment et dans intervalles suivantes, la source scellée ou le
blindage à des épreuves d’étanchéité en utilisant des instruments
et des procédures qui lui permettent de détecter les fuites de
200 Bq ou moins de la substance :
a) lorsque la source scellée ou le blindage est utilisé après avoir
été stocké provisoirement pendant douze mois consécutifs ou
plus, immédiatement avant son utilisation;
b) lorsque la source scellée ou le blindage est stocké provisoirement, tous les vingt-quatre mois;
c) immédiatement après tout événement susceptible d’avoir endommagé la source scellée ou le blindage;
d) dans tous les autres cas :
(i) lorsque la source scellée ou le blindage est à l’intérieur de
l’équipement réglementé de catégorie II, tous les douze
mois;
(ii) lorsque la source scellée ou le blindage n’est pas à
l’intérieur de l’équipement réglementé de catégorie II, tous
les six mois.
(2) Le titulaire de permis qui, au cours d’une épreuve d’étanchéité de la source scellée ou du blindage, une fuite d’au moins
200 Bq de substance nucléaire :
a) cesse d’utiliser la source scellée ou le blindage;
b) cesse d’utiliser l’équipement réglementé de catégorie II dans
lequel la source scellée ou le blindage se trouve ou a pu se
trouver;
(2) Where a licensee, in the course of conducting a leak test on
a sealed source or on shielding, detects the leakage of 200 Bq or
more of a nuclear substance, the licensee shall
(a) discontinue using the sealed source or shielding;
(b) discontinue using the Class II prescribed equipment in
which the sealed source or shielding is located or may have
been located;
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-205
(c) take measures to limit the spread of radioactive contamination from the sealed source or shielding; and
(d) immediately after complying with paragraphs (a) to (c),
notify the Commission that the leakage has been detected.
c) prend des mesures pour limiter la propagation de la contamination radioactive en provenance de la source scellée ou du
blindage;
d) immédiatement après s’être conformé aux alinéas a) à c),
avise la Commission de la détection de la fuite.
Medical Supervision
Supervision médicale
20. No licensee shall use Class II prescribed equipment on a
person except as directed by a medical practitioner who is qualified to give such direction under the applicable provincial legislation.
20. Le titulaire de permis ne peut utiliser de l’équipement réglementé de catégorie II sur des personnes sauf selon les directives d’un médecin qualifié à cet égard conformément aux lois
provinciales applicables.
RECORDS TO BE KEPT AND RETAINED
DOCUMENTS À TENIR ET À CONSERVER
21. (1) Every licensee shall keep a record of each radiation survey required by the licence and that person shall retain the record
for the period ending three years after the expiry date of the licence.
(2) Every licensee who uses Class II prescribed equipment
shall keep a record of
(a) the daily output of radiation resulting from the operation of
the equipment;
(b) the training received by each worker, including the date and
subject of the training; and
(c) any inspection, verification, servicing, measurement or test
required by the Act, the regulations made under the Act or the
licence, including a description of the actions performed, the
date on which they were performed and the results.
(3) Every licensee shall retain a record of the training referred
to in paragraph (2)(b) for the period that the worker is employed
by the licensee.
(4) Every licensee who transfers Class II prescribed equipment
shall keep a record of
(a) the date of the transfer;
(b) the licence number of the person to whom the equipment
was transferred; and
(c) the model and serial number of the equipment.
(5) Every licensee shall keep a record of each leak test conducted on a sealed source or on shielding in accordance with section 19 and that person shall retain the record for the period ending three years after the date on which it is made.
21. (1) Le titulaire de permis tient un document sur chaque
contrôle radiologique prévu dans le permis et le conserve pendant
les trois ans suivant la date d’expiration du permis.
(2) Le titulaire de permis qui utilise de l’équipement réglementé de catégorie II tient un document sur :
a) le rayonnement quotidien produit lors de l’utilisation de
l’équipement;
b) la formation reçue par chaque travailleur, y compris la date
et la nature de cette formation;
c) les inspections, les vérifications, les travaux d’entretien, les
relevés et les épreuves exigés par la Loi, ses règlements ou le
permis, y compris une description des travaux exécutés, la date
de leur exécution et les résultats obtenus.
(3) Le titulaire de permis conserve le document relatif à la formation visée à l’alinéa (2)b) pendant la période où le travailleur
est à son service.
(4) Le titulaire de permis qui transfère de l’équipement réglementé de catégorie II tient un document indiquant :
a) la date du transfert;
b) le numéro de permis de la personne à laquelle l’équipement
a été transféré;
c) le modèle et le numéro de série de l’équipement.
(5) Le titulaire de permis tient un document sur chaque épreuve
d’étanchéité effectuée sur une source scellée ou un blindage conformément à l’article 19 et le conserve pendant les trois ans suivant la date d’exécution de l’épreuve.
COMING INTO FORCE
ENTRÉE EN VIGUEUR
22. These Regulations come into force on the day on which
they are approved by the Governor in Council.
22. Le présent règlement entre en vigueur à la date de son
agrément par le gouverneur en conseil.
N.B. The Regulatory Impact Analysis Statement for
these Regulations appears at page 1142, following
SOR/2000-202.
N.B. Le résumé de l’étude d’impact de la réglementation de
ce règlement se trouve à la page 1142, suite au
DORS/2000-202.
Published by the Queen’s Printer for Canada, 2000
Publié par l’Imprimeur de la Reine pour le Canada, 2000
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-206
Registration
SOR/2000-206 31 May, 2000
Enregistrement
DORS/2000-206
NUCLEAR SAFETY AND CONTROL ACT
LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION
NUCLÉAIRES
Uranium Mines and Mills Regulations
Règlement sur les mines et les usines de
concentration d’uranium
P.C. 2000-786 31 May, 2000
C.P. 2000-786 31 mai 2000
Her Excellency the Governor General in Council, on the recommendation of the Minister of Natural Resources, pursuant to
section 44 of the Nuclear Safety and Control Acta, hereby approves the annexed Uranium Mines and Mills Regulations made
by the Canadian Nuclear Safety Commission on May 31, 2000.
Sur recommandation du ministre des Ressources naturelles et
en vertu de l’article 44 de la Loi sur la sûreté et la réglementation
nucléairesa, Son Excellence la Gouverneure générale en conseil
agrée le Règlement sur les mines et les usines de concentration
d’uranium, ci-après, pris le 31 mai 2000 par la Commission canadienne de sûreté nucléaire.
———
a
S.C. 1997, c. 9
1206
———
a
L.C. 1997, ch. 9
31 mai 2000
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-206
CANADIAN NUCLEAR SAFETY COMMISSION
COMMISSION CANADIENNE DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE
URANIUM MINES AND MILLS REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LES MINES ET LES USINES DE
CONCENTRATION DZZURANIUM
Table of Contents
Table des matières
INTERPRETATION AND APPLICATION
DÉFINITIONS ET CHAMP DZZAPPLICATION
1. Interpretation
2. Application
LICENCE APPLICATIONS
3. General Requirements
4. Requirement for Code of Practice
5. Licence to Prepare Site and
Construct
6. Licence to Operate
7. Licence to Decommission
8. Licence to Abandon
OBLIGATIONS OF LICENSEES
9.
10.
11.
12.
13.
14.
15.
Posting of Code of Practice
Operating Procedures
Ventilation Systems
Malfunction of Ventilation System
Use of Respirators
Gamma Radiation
Training Program
RECORDS TO BE KEPT AND MADE AVAILABLE
16.
COMING INTO FORCE
17.
1. Définitions
2. Champ d’application
DEMANDES DE PERMIS
3. Dispositions générales
4. Code de pratique
5. Permis de préparation de l’emplacement et de
construction
6. Permis d’exploitation
7. Permis de déclassement
8. Permis d’abandon
OBLIGATIONS DU TITULAIRE DE PERMIS
9.
10.
11.
12.
13.
14.
15.
Affichage du code de pratique
Procédures d’exploitation
Systèmes de ventilation
Interruption du système de ventilation
Utilisation des appareils respiratoires
Rayonnement gamma
Programme de formation
DOCUMENTS À TENIR ET À FOURNIR
16.
ENTRÉE EN VIGUEUR
17.
1207
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-206
URANIUM MINES AND MILLS REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LES MINES ET LES USINES DE
CONCENTRATION D’URANIUM
INTERPRETATION AND APPLICATION
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
Interpretation
Définitions
1. The definitions in this section apply in these Regulations.
“Act” means the Nuclear Safety and Control Act. (Loi)
“concentrate” means an extracted product that contains uranium
and that results from the physical or chemical separation of
uranium from ore. (concentré)
“effective dose” has the meaning assigned to that term by subsection 1(1) of the Radiation Protection Regulations. (dose effective)
“equivalent dose” has the meaning assigned to that term by subsection 1(1) of the Radiation Protection Regulations. (dose
équivalente)
“excavation site” means a place at which uranium is moved by
means of underground activities for the purpose of evaluating a
potential orebody. (site d’excavation)
“hazardous substance” means a substance, other than a nuclear
substance, that is used or produced in the course of carrying on
a licensed activity and that may pose a risk to the environment
or the health and safety of persons. (substance dangereuse)
“licensed activity” means an activity described in paragraph 26(e)
of the Act that a licence authorizes the licensee to carry on in
relation to a uranium mine or mill. (activité autorisée)
“licensee” means a person who is licensed to carry on an activity
described in paragraph 26(e) of the Act in relation to a uranium
mine or mill. (titulaire de permis)
“mill” means a facility at which ore is processed and treated for
the recovery of uranium concentrate, including any tailingshandling and water treatment system associated with the facility. (usine de concentration)
“mine” includes an excavation site and a removal site. (mine)
“ore” means a mineral or chemical aggregate containing uranium
in a quantity and of a quality that makes mining and extracting
the uranium economically viable. (minerai)
“removal site” means a place at which uranium is removed from
its place of natural deposit by means of surface activities for
the purpose of evaluating a potential orebody. (site
d’extraction)
“waste management system” means a system for collecting,
transporting, receiving, treating, processing, storing or disposing of the wastes that are produced as a result of the licensed
activity at a uranium mine or mill. (système de gestion des déchets)
“worker” means a person who performs work that is referred to in
a licence. (travailleur)
“workers’ representative” means
(a) a person who is a member of the workers’ safety and
health committee;
(b) the workers’ safety and health representative;
(c) where there is no person referred to in paragraph (a)
or (b), the workers’ collective bargaining agent; or
(d) where there is no person referred to in paragraph (a), (b)
or (c), a worker. (représentant des travailleurs)
“work place” means any area within a uranium mine or mill
where a worker could reasonably be expected to be in the
course of performing work. (lieu de travail)
1. Les définitions qui suivent s’appliquent au présent règlement.
« activité autorisée » Activité visée à l’alinéa 26e) de la Loi que le
titulaire de permis est autorisé à exercer relativement à une
mine ou une usine de concentration d’uranium. (licensed activity)
« concentré » Substance contenant de l’uranium qui est obtenu
par la séparation physique ou chimique de l’uranium à partir du
minerai. (concentrate)
« dose effective » S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection. (effective dose)
« dose équivalente » S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection. (equivalent dose)
« lieu de travail » Zone d’une mine ou d’une usine de concentration d’uranium où un travailleur pourrait vraisemblablement se
trouver lorsqu’il accomplit son travail. (work place)
« Loi » La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (Act)
« mine » Sont assimilés à une mine le site d’excavation et le site
d’extraction. (mine)
« minerai » Agrégat minéral ou chimique contenant de l’uranium
dont la quantité et la qualité sont suffisantes pour que soient
rentables l’exploitation et l’extraction de l’uranium. (ore)
« représentant des travailleurs » Selon le cas :
a) un membre du comité de santé et de sécurité des travailleurs;
b) le représentant en matière de santé et de sécurité des travailleurs;
c) à défaut d’une personne visée aux alinéas a) ou b), l’agent
négociateur des travailleurs;
d) à défaut d’une personne visée aux alinéas a), b) ou c), un
travailleur. (workers’ representative)
« site d’excavation » Lieu où s’effectue l’extraction de l’uranium,
par des travaux souterrains, pour l’évaluation d’un gisement
potentiel. (excavation site)
« site d’extraction » Lieu où s’effectue l’extraction de l’uranium
de son lieu de dépôt naturel, par des travaux de surface, pour
l’évaluation d’un gisement potentiel. (removal site)
« substance dangereuse » Substance, autre qu’une substance nucléaire, qui est utilisée ou produite au cours d’une activité autorisée et qui peut présenter un danger pour l’environnement ou
pour la santé et la sécurité des personnes. (hazardous substance)
« système de gestion des déchets » Système servant à recueillir,
transporter, recevoir, traiter, transformer, stocker de façon provisoire ou permanente ou évacuer les déchets provenant de
l’activité autorisée qui se déroule dans une mine ou une usine
de concentration d’uranium. (waste management system)
« titulaire de permis » Personne autorisée par permis à exercer
toute activité visée à l’alinéa 26e) de la Loi relativement à une
mine ou une usine de concentration d’uranium. (licensee)
« travailleur » Personne qui effectue un travail mentionné dans un
permis. (worker)
1208
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-206
« usine de concentration » Installation qui transforme et traite le
minerai pour récupérer le concentré d’uranium, y compris les
systèmes de gestion des résidus et de traitement des eaux qui y
sont associés. (mill)
Application
Champ d’application
2. (1) These Regulations apply in respect of uranium mines and
mills.
(2) These Regulations do not apply in respect of uranium prospecting or surface exploration activities.
2. (1) Le présent règlement s’applique aux mines et usines de
concentration d’uranium.
(2) Le présent règlement ne s’applique pas aux activités de
prospection et d’exploration au sol pour la recherche d’uranium.
LICENCE APPLICATIONS
DEMANDES DE PERMIS
General Requirements
Dispositions générales
3. An application for a licence in respect of a uranium mine or
mill, other than a licence to abandon, shall contain the following
information in addition to the information required by section 3 of
the General Nuclear Safety and Control Regulations:
(a) in relation to the plan and description of the mine or mill,
(i) a description of the site evaluation process and of the investigations and preparatory work to be done at the site and
in the surrounding area,
(ii) a surface plan indicating the boundaries of the mine or
mill and the area where the activity to be licensed is proposed to be carried on,
(iii) a plan showing the existing and planned structures, excavations and underground development,
(iv) a description of the mine or mill, including the installations, their purpose and capacity, and any excavations and
underground development,
(v) a description of the site geology and mineralogy,
(vi) a description of any activity that may have an impact on
the development of the mine or mill, including any miningrelated activity that was carried on at the site before the date
of submission of the application to the Commission,
(vii) a description of the design of and the maintenance program for every eating area,
(viii) the proposed plan for the decommissioning of the mine
or mill, and
(ix) a description of the proposed emergency power systems
and their capacities;
(b) in relation to the activity to be licensed,
(i) a description of and the schedule for the planned activity,
(ii) a description of the proposed methods for carrying on the
activity,
(iii) a list of the categories of material proposed to be mined
and a description of the criteria used to determine those
categories,
(iv) the anticipated duration of the activity, and
(v) the proposed quality assurance program for the activity;
(c) in relation to the environment and waste management,
(i) the program to inform persons living in the vicinity of the
mine or mill of the general nature and characteristics of the
anticipated effects of the activity to be licensed on the environment and the health and safety of persons,
(ii) the program to determine the environmental baseline
characteristics of the site and the surrounding area,
3. La demande de permis visant une mine ou une usine de concentration d’uranium, autre que le permis d’abandon, comprend
les renseignements suivants, outre ceux exigés à l’article 3 du
Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires :
a) à l’égard du plan et de la description de la mine ou de l’usine
de concentration :
(i) une description du processus d’évaluation de l’emplacement, ainsi que des analyses et des travaux préalables qui seront effectués sur l’emplacement et dans les environs,
(ii) un plan de surface indiquant les limites de la mine ou de
l’usine de concentration, ainsi que la zone où se déroulera
l’activité visée par la demande,
(iii) un plan montrant les ouvrages, les excavations et les
aménagements souterrains, existants et prévus,
(iv) une description de la mine ou de l’usine de concentration, y compris ses installations, leur utilité et leur capacité,
ainsi que les excavations et les aménagements souterrains,
(v) une description des caractéristiques géologiques et minéralogiques de l’emplacement,
(vi) une description de toute activité qui peut avoir une incidence sur l’exploitation de la mine ou de l’usine de concentration, y compris toute activité minière qui a été exercée à
l’emplacement avant la date de présentation de la demande à
la Commission,
(vii) une description de la conception et du programme
d’entretien de chaque salle de repas,
(viii) le plan proposé pour le déclassement de la mine ou de
l’usine de concentration,
(ix) une description des groupes électrogènes d’urgence proposés et leur capacité;
b) à l’égard de l’activité visée par la demande :
(i) une description de l’activité et son calendrier,
(ii) une description des méthodes proposées pour exercer
l’activité,
(iii) la liste des catégories de matières à extraire et une description des critères utilisés pour l’établissement de ces catégories,
(iv) la durée prévue de l’activité,
(v) le programme d’assurance de la qualité proposé pour
l’activité;
c) à l’égard de l’environnement et de la gestion des déchets :
(i) le programme destiné à informer les personnes qui résident à proximité de la mine ou de l’usine de concentration de
la nature et des caractéristiques générales des effets prévus
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-206
(iii) the effects on the environment that may result from the
activity to be licensed, and the measures that will be taken to
prevent or mitigate those effects,
(iv) the proposed positions for and qualifications and responsibilities of environmental protection workers,
(v) the proposed environmental protection policies and programs,
(vi) the proposed effluent and environmental monitoring
programs,
(vii) the proposed location, the proposed maximum quantities and concentrations, and the anticipated volume and flow
rate of releases of nuclear substances and hazardous substances into the environment, including their physical, chemical and radiological characteristics,
(viii) the proposed measures to control releases of nuclear
substances and hazardous substances into the environment,
(ix) a description of the anticipated liquid and solid waste
streams within the mine or mill, including the ingress of
fresh water and any diversion or control of the flow of uncontaminated surface and ground water,
(x) the proposed measures to prevent or mitigate the effects
of accidental releases of nuclear substances and hazardous
substances on the environment, the health and safety of persons and the maintenance of security, including measures to
(A) assist off-site authorities in planning and preparing to
limit the adverse effects of an accidental release,
(B) notify off-site authorities of an accidental release or
the imminence of an accidental release,
(C) report information to off-site authorities during and
after an accidental release,
(D) assist off-site authorities in dealing with the adverse
effects of an accidental release, and
(E) test the implementation of the measures to control the
adverse effects of an accidental release,
(xi) the anticipated quantities, composition and characteristics of backfill, and
(xii) a description of the proposed waste management system;
(d) in relation to health and safety,
(i) the effects on the health and safety of persons that may
result from the activity to be licensed, and the measures that
will be taken to prevent or mitigate those effects,
(ii) the proposed program for selecting, using and maintaining personal protective equipment,
(iii) the proposed worker health and safety policies and programs,
(iv) the proposed positions for and qualifications and responsibilities of radiation protection workers,
(v) the proposed training program for workers,
(vi) the proposed measures to control the spread of any radioactive contamination,
(vii) the proposed ventilation and dust control methods and
equipment for controlling air quality, and
(viii) the proposed level of effectiveness of and inspection
schedule for the ventilation and dust control systems; and
(e) in relation to security, the proposed measures to alert the licensee to acts of sabotage or attempted sabotage at the mine or
mill.
1210
de l’activité visée par la demande sur l’environnement ainsi
que sur la santé et la sécurité des personnes,
(ii) le programme servant à établir les caractéristiques environnementales de base de l’emplacement et des environs,
(iii) les effets que l’activité visée par la demande peut avoir
sur l’environnement, de même que les mesures qui seront
prises pour éviter ou atténuer ces effets,
(iv) les postes, les qualifications et les responsabilités proposés pour les travailleurs affectés à la protection de l’environnement,
(v) les politiques et les programmes proposés relativement à
la protection de l’environnement,
(vi) les programmes proposés pour la surveillance de l’environnement et des effluents,
(vii) l’emplacement proposé des points de rejet, les quantités
et les concentrations maximales proposées ainsi que le volume et le débit d’écoulement prévus des rejets de substances
nucléaires et de substances dangereuses dans l’environnement, y compris leurs caractéristiques physiques, chimiques
et radiologiques,
(viii) les mesures proposées pour contrôler les rejets de
substances nucléaires et de substances dangereuses dans
l’environnement,
(ix) une description des courants de déchets liquides et solides prévus dans la mine ou l’usine de concentration, y compris l’infiltration d’eau fraîche et le détournement ou le contrôle de l’écoulement des eaux superficielles et souterraines
non contaminées,
(x) les mesures proposées pour éviter ou atténuer les effets
que les rejets accidentels de substances nucléaires et de
substances dangereuses peuvent avoir sur l’environnement,
la santé et la sécurité des personnes ainsi que le maintien de
la sécurité, y compris les mesures visant à :
(A) aider les autorités extérieures à effectuer la planification et la préparation en vue de limiter les effets négatifs
d’un rejet accidentel,
(B) aviser les autorités extérieures d’un rejet accidentel ou
de l’imminence d’un tel rejet,
(C) tenir les autorités extérieures informées pendant et
après un rejet accidentel,
(D) aider les autorités extérieures à remédier aux effets
négatifs d’un rejet accidentel,
(E) mettre à l’épreuve l’application des mesures visant à
contrôler les effets négatifs d’un rejet accidentel,
(xi) les quantités prévues des matériaux de remblayage, y
compris leur composition et leurs caractéristiques,
(xii) une description du système de gestion des déchets proposé;
d) à l’égard de la santé et la sécurité :
(i) les effets que l’activité visée par la demande peut avoir
sur la santé et la sécurité des personnes, de même que les
mesures qui seront prises pour éviter ou atténuer ces effets,
(ii) le programme proposé pour la sélection, l’utilisation et
l’entretien de l’équipement de protection individuelle,
(iii) les politiques et programmes proposées relativement à la
santé et à la sécurité des travailleurs,
(iv) les postes, les qualifications et les responsabilités proposés pour les travailleurs affectés à la radioprotection,
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-206
(v) le programme de formation proposé pour les travailleurs,
(vi) les mesures proposées pour contrôler la propagation de
la contamination radioactive,
(vii) les méthodes et l’équipement de ventilation et de dépoussiérage proposés pour contrôler la qualité de l’air,
(viii) le degré d’efficacité et le calendrier d’inspection proposés pour le système de ventilation et le système de dépoussiérage;
e) à l’égard de la sécurité matérielle, les mesures proposées
pour alerter le titulaire de permis en cas d’acte ou de tentative
de sabotage à la mine ou à l’usine de concentration.
Requirement for Code of Practice
4. (1) In this section, “action level” means a specific dose of
radiation or other parameter that, if reached, may indicate a loss
of control of part of a licensee’s radiation protection program or
environmental protection program, and triggers a requirement for
specific action to be taken.
(2) An application for a licence in respect of a uranium mine or
mill, other than a licence to abandon, shall contain a proposed
code of practice that includes
(a) any action level that the applicant considers appropriate for
the purpose of this subsection;
(b) a description of any action that the applicant will take if an
action level is reached; and
(c) the reporting procedures that will be followed if an action
level is reached.
Licence to Prepare Site and Construct
5. (1) An application for a licence to prepare a site for and construct a uranium mine shall contain the following information in
addition to the information required by section 3 and subsection 4(2):
(a) a description of the proposed design of the mine;
(b) the proposed construction program, including its schedule;
(c) a description of the components, systems and equipment
proposed to be installed at the mine, including their design operating conditions;
(d) the proposed quality assurance program for the design of
the mine;
(e) the results of a process-hazard analysis and a description of
how those results have been taken into account;
(f) a description of the proposed design, construction and operation of the waste management system, including the measures to monitor its construction and operation, the construction
schedule, the contingency plans for construction and the measures to control the movement of water in existing waterways;
(g) a description of the proposed disposition of the ore;
(h) the anticipated quantities and grade of ore and waste rock
that will be removed, their proposed storage location, and the
proposed method, program and schedule, for their removal and
disposal;
(i) the proposed mining methods and programs; and
(j) the proposed commissioning plan for the components, systems and equipment to be installed at the mine.
Code de pratique
4. (1) Dans le présent article, « seuil d’intervention » s’entend
d’une dose de rayonnement déterminée ou de tout autre paramètre
qui, lorsqu’il est atteint, peut dénoter une perte de contrôle d’une
partie du programme de radioprotection ou du programme de
protection de l’environnement du titulaire de permis, et qui rend
nécessaire la prise de mesures particulières.
(2) La demande de permis visant une mine ou une usine de
concentration d’uranium, autre qu’un permis d’abandon, comprend un code de pratique qui indique notamment :
a) les seuils d’intervention que le demandeur juge appropriés
pour l’application du présent paragraphe;
b) une description des mesures que le demandeur prendra lorsqu’un seuil d’intervention est atteint;
c) les procédures pour faire rapport lorsqu’un seuil d’intervention est atteint.
Permis de préparation de l’emplacement et de construction
5. (1) La demande de permis pour préparer l’emplacement
d’une mine d’uranium et la construire comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés à l’article 3 et au paragraphe 4(2) :
a) une description de la conception proposée pour la mine;
b) le programme de construction proposé, y compris le calendrier des travaux;
c) une description des composants, des systèmes et de l’équipement qu’il est proposé d’installer à la mine, y compris leurs
conditions nominales de fonctionnement;
d) le programme d’assurance de la qualité proposé pour la conception de la mine;
e) les résultats d’analyse des dangers liés aux opérations et une
description de la façon dont ces résultats ont été pris en compte;
f) une description de la conception, de la construction et du
fonctionnement proposés pour le système de gestion des déchets, y compris les mesures de surveillance de la construction
et du fonctionnement, le calendrier des travaux de construction,
les plans d’urgence pendant la construction et les mesures visant à régler l’écoulement des eaux des cours d’eau existants;
g) une description du mode d’évacuation proposé pour le minerai;
h) les quantités et la qualité prévues du minerai et des stériles à
enlever, les endroits proposés pour les stocker provisoirement,
ainsi que la méthode, le programme et le calendrier proposés
pour les enlever et les stocker de façon permanente ou les évacuer;
i) les méthodes et les programmes d’exploitation minière proposés;
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-206
(2) An application for a licence to prepare a site for and construct a uranium mill shall contain the following information in
addition to the information required by section 3 and subsection 4(2):
(a) a description of the proposed design of the mill;
(b) the proposed construction program, including its schedule;
(c) a description of the components, systems and equipment
proposed to be installed at the mill, including their design operating conditions;
(d) the proposed quality assurance program for the design of
the mill;
(e) the results of a process-hazard analysis and a description of
how those results have been taken into account;
(f) a description of the proposed design, construction and operation of the waste management system, including the measures to monitor its construction and operation, the construction
schedule, the contingency plans for construction and the measures to control the movement of water in existing waterways;
(g) the proposed milling methods and programs;
(h) a description of all proposed laboratory facilities and programs; and
(i) the proposed commissioning plan for the components, systems and equipment to be installed at the mill.
j) le plan proposé pour la mise en service des composants, des
systèmes et de l’équipement qui seront installés à la mine.
(2) La demande de permis pour préparer l’emplacement d’une
usine de concentration d’uranium et la construire comprend les
renseignements suivants, outre ceux exigés à l’article 3 et au paragraphe 4(2) :
a) une description de la conception proposée pour l’usine de
concentration;
b) le programme de construction proposé, y compris le calendrier des travaux;
c) une description des composants, des systèmes et de l’équipement qu’il est proposé d’installer à l’usine de concentration, y
compris leurs conditions nominales de fonctionnement;
d) le programme d’assurance de la qualité proposé pour la conception de l’usine de concentration;
e) les résultats d’analyse des dangers liés aux opérations et une
description de la façon dont ces résultats ont été pris en compte;
f) une description de la conception, de la construction et du
fonctionnement proposés pour le système de gestion des déchets, y compris les mesures de surveillance de la construction
et du fonctionnement, le calendrier des travaux de construction,
les plans d’urgence pendant la construction et les mesures visant à régler l’écoulement des eaux des cours d’eau existants;
g) les méthodes et les programmes de concentration proposés;
h) une description des laboratoires et des programmes de laboratoire proposés;
i) le plan proposé pour la mise en service des composants, des
systèmes et de l’équipement qui seront installés à l’usine de
concentration.
Licence to Operate
Permis d’exploitation
6. (1) An application for a licence to operate a uranium mine
shall contain the following information in addition to the information required by section 3 and subsection 4(2):
(a) the results of any commissioning work;
(b) a description of the structures, components, systems and
equipment at the mine, including any changes to their design
and their design operating conditions as a result of the commissioning;
(c) the proposed policies, methods and programs for operating
and maintaining the mine; and
(d) the proposed methods for handling, storing, loading and
transporting nuclear substances and hazardous substances.
6. (1) La demande de permis pour exploiter une mine
d’uranium comprend les renseignements suivants, outre ceux
exigés à l’artile 3 et au paragraphe 4(2) :
a) les résultats de tous travaux de mise en service;
b) une description des ouvrages, des composants, des systèmes
et de l’équipement à la mine, y compris les modifications apportées à leur conception et à leurs conditions nominales de
fonctionnement par suite de la mise en service;
c) les politiques, méthodes et programmes proposés pour
l’exploitation et l’entretien de la mine;
d) les méthodes proposées pour la manipulation, le stockage
provisoire, le chargement et le transport des substances nucléaires et des substances dangereuses.
(2) La demande de permis pour exploiter une usine de concentration d’uranium comprend les renseignements suivants, outre
ceux exigés à l’article 3 et au paragraphe 4(2) :
a) les résultats de tous travaux de mise en service;
b) une description des ouvrages, des composants, des systèmes
et de l’équipement à l’usine de concentration, y compris les
modifications apportées à leur conception et à leurs conditions
nominales de fonctionnement par suite de la mise en service;
c) les politiques, méthodes et programmes proposés pour l’exploitation et l’entretien de l’usine de concentration;
d) les méthodes proposées pour la manipulation, le stockage
provisoire et le chargement des concentrés et des matières uranifères, sous forme solide et liquide;
e) le calendrier d’exploitation proposé;
(2) An application for a licence to operate a uranium mill shall
contain the following information in addition to the information
required by section 3 and subsection 4(2):
(a) the results of any commissioning work;
(b) a description of the structures, components, systems and
equipment at the mill, including any changes to their design
and their design operating conditions as a result of the commissioning;
(c) the proposed policies, methods and programs for operating
and maintaining the mill;
(d) the proposed methods for handling, storing and loading
concentrates and uranium-bearing material, both solid and liquid;
(e) the proposed operating schedule;
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(f) the daily and annual design capacity of the mill, and the expected recovery and composition of mill feed, concentrates and
tailings; and
(g) a description of the proposed operation of the waste management system.
f) la capacité nominale, quotidienne et annuelle, de l’usine de
concentration, ainsi que la récupération et la composition prévues des charges d’alimentation, des concentrés et des résidus;
g) une description du fonctionnement proposé du système de
gestion des déchets.
Licence to Decommission
Permis de déclassement
7. An application for a licence to decommission a uranium
mine or mill shall contain the following information in addition to
the information required by section 3 and subsection 4(2):
(a) a description of and the proposed schedule for the decommissioning work, including the proposed starting date and the
expected completion date of the decommissioning work and
the rationale for the schedule;
(b) the land, buildings, structures, components, systems,
equipment, nuclear substances and hazardous substances that
will be affected by the decommissioning;
(c) the proposed measures, methods and programs for carrying
on the decommissioning; and
(d) a description of the planned state of the site upon completion of the decommissioning work.
7. La demande de permis pour déclasser une mine ou une usine
de concentration d’uranium comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés à l’article 3 et au paragraphe 4(2) :
a) une description des travaux de déclassement et le calendrier
proposé de ceux-ci, y compris la justification du calendrier et
les dates prévues de début et d’achèvement des travaux;
b) les terrains, les bâtiments, les ouvrages, les composants, les
systèmes, l’équipement, les substances nucléaires et les substances dangereuses qui seront touchés par le déclassement;
c) les mesures, méthodes et programmes de déclassement proposés;
d) une description de l’état prévu de l’emplacement après
l’achèvement des travaux de déclassement.
Licence to Abandon
Permis d’abandon
8. An application for a licence to abandon a uranium mine or
mill shall contain the following information in addition to the
information required by sections 3 and 4 of the General Nuclear
Safety and Control Regulations:
(a) the program to inform persons living in the vicinity of the
site of the mine or mill of the general nature and characteristics
of the anticipated effects of the abandonment on the environment and the health and safety of person;
(b) the results of the decommissioning work; and
(c) the results of the environmental monitoring programs.
8. La demande de permis pour abandonner une mine ou une
usine de concentration d’uranium comprend les renseignements
suivants, outre ceux exigés aux articles 3 et 4 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires :
a) le programme destiné à informer les personnes qui résident à
proximité de l’emplacement de la mine ou de l’usine de concentration de la nature et des caractéristiques générales des effets prévus de l’abandon sur l’environnement ainsi que sur la
santé et la sécurité des personnes;
b) les résultats des travaux de déclassement;
c) les résultats des programmes de surveillance environnementale.
OBLIGATIONS OF LICENSEES
OBLIGATIONS DU TITULAIRE DE PERMIS
Posting of Code of Practice
Affichage du code de pratique
9. Every licensee shall post a copy of the code of practice referred to in the licence at a location within the uranium mine or
mill that is accessible to all workers and where it is most likely to
come to their attention.
9. Le titulaire de permis affiche dans la mine ou l’usine de concentration d’uranium une copie du code de pratique visé dans le
permis à un endroit, accessible à tous les travailleurs, où le code
est le plus susceptible d’être porté à leur attention.
Operating Procedures
Procédures d’exploitation
10. Every licensee shall
(a) establish, implement and maintain written operating procedures for the licensed activity;
(b) train its workers to perform their work in accordance with
the operating procedures; and
(c) audit its workers for the purpose of verifying compliance
with the operating procedures.
10. Le titulaire de permis :
a) établit par écrit, applique et tient à jour des procédures d’exploitation pour l’activité autorisée;
b) forme les travailleurs afin qu’ils accomplissent leur travail
conformément aux procédures d’exploitation;
c) fait des vérifications auprès des travailleurs pour s’assurer
qu’ils se conforment aux procédures d’exploitation.
Ventilation Systems
Systèmes de ventilation
11. Every licensee shall, with respect to the ventilation systems
established in accordance with the licence,
(a) ensure that each main fan is equipped with a device that
provides a warning signal when the main fan is not functioning
properly;
11. En ce qui concerne les systèmes de ventilation aménagés
conformément au permis, le titulaire de permis :
a) veille à ce que chaque ventilateur principal soit muni d’un
dispositif qui, lorsque le ventilateur ne fonctionne pas normalement, émet un signal d’avertissement;
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(b) ensure that a person is designated to receive and respond to
a warning signal provided by a device referred to in paragraph (a); and
(c) implement measures to prevent any person or activity from
interfering with the proper operation of the ventilation systems.
b) veille à ce qu’une personne soit désignée pour capter ce signal et y répondre;
c) met en oeuvre des mesures qui empêchent les personnes et
les activités d’entraver le fonctionnement normal des systèmes
de ventilation.
Malfunction of Ventilation System
Interruption du système de ventilation
12. (1) Where a ventilation system in a work place is not functioning in accordance with a licence, the licensee shall
(a) implement alternative measures to protect the health and
safety of its workers; and
(b) ensure that only the work necessary to restore that system is
performed in the work place.
(2) Before a worker performs any work that is necessary to restore a ventilation system, the licensee shall inform the worker of
the protective measures that have been taken and are to be taken
in connection with the work.
12. (1) Lorsque le système de ventilation d’un lieu de travail ne
fonctionne pas conformément au permis, le titulaire de permis :
a) met en oeuvre des mesures de rechange destinées à protéger
la santé et la sécurité des travailleurs;
b) veille à ce que seuls les travaux nécessaires pour remettre le
système de ventilation en état soient effectués sur le lieu de travail.
(2) Avant qu’un travailleur commence à effectuer les travaux
de remise en état du système de ventilation, le titulaire de permis
l’avise des mesures de protection déjà prises et de celles à prendre
durant les travaux.
Use of Respirators
Utilisation des appareils respiratoires
13. No licensee shall rely on the use of a respirator to comply
with the Radiation Protection Regulations unless the use of the
respirator
(a) is for a temporary or unforeseen situation; and
(b) is permitted by the code of practice referred to in the licence.
13. Le titulaire de permis ne peut recourir à l’utilisation d’un
appareil respiratoire pour se conformer au Règlement sur la radioprotection, sauf si les conditions suivantes sont réunies :
a) il s’agit d’une situation temporaire ou imprévue;
b) le code de pratique visé dans le permis en autorise l’utilisation.
Gamma Radiation
Rayonnement gamma
14. Every licensee shall
(a) post signs at all entrances to each area where the dose rate
of gamma radiation exceeds 25 µSv/h, designating the area as a
radiation area and indicating the dose rate of gamma radiation
in that area; and
(b) provide every worker who is to enter an area where the
dose rate of gamma radiation exceeds 100 µSv/h with a directreading dosimeter.
14. Le titulaire de permis :
a) affiche à toutes les entrées de chaque zone où le débit de
dose de rayonnement gamma dépasse 25 µSv/h des panneaux
la désignant comme zone de rayonnement et indiquant le débit
de dose de rayonnement gamma dans cette zone;
b) fournit un dosimètre à lecture directe à chaque travailleur
qui entre dans une zone où le débit de dose de rayonnement
gamma dépasse 100 µSv/h.
Training Program
Programme de formation
15. (1) Where a worker successfully completes the training
program in basic radiation health and safety referred to in a licence, the licensee shall issue to the worker a certificate indicating that the worker has completed a training program in basic
radiation health and safety that is acceptable to the Commission.
15. (1) Le titulaire de permis remet à tout travailleur qui a réussi le programme de formation élémentaire en santé et sécurité
dans le domaine de la radioprotection visé dans le permis un certificat indiquant qu’il a terminé un programme de formation élémentaire en santé et sécurité dans le domaine de la radioprotection que la Commission juge acceptable.
(2) Le titulaire de permis fournit au représentant des travailleurs une copie du programme de formation visé dans le permis.
(2) Every licensee shall provide a copy of the training program
referred to in the licence to a workers’ representative.
RECORDS TO BE KEPT AND MADE AVAILABLE
16. (1) Every licensee shall keep a record of
(a) its operating and maintenance procedures;
(b) its mine plans showing the actual and planned mine workings;
(c) the schedules for all of its planned mining operations;
(d) the plans of every tailings-containment structure and area
and every diversion structure and system associated with the
waste management system;
(e) the design of the uranium mine or mill and of the components and systems installed at the mine or mill;
1214
Documents à tenir et à fournir
16. (1) Le titulaire de permis tient des documents sur :
a) les procédures d’exploitation et d’entretien;
b) les plans de la mine montrant les travaux prévus et en cours;
c) les calendriers des travaux prévus d’exploitation minière;
d) les plans de chaque ouvrage et aire de confinement des résidus, ouvrage de détournement et système associés au système
de gestion des déchets;
e) la conception de la mine ou l’usine de concentration
d’uranium ainsi que des composants et des systèmes qui y sont
installés;
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-206
(f) the method and relevant data used to ascertain the doses of
radiation received by the workers at the uranium mine or mill
and the intake of radioactive nuclear substances by those workers;
(g) any measurement made in accordance with the licence or
the regulations made under the Act;
(h) the inspections and maintenance carried out in accordance
with the licence or the regulations made under the Act;
(i) the quantity of air delivered by each main fan;
(j) the performance of each dust control system; and
(k) the training received by each worker.
(2) Every licensee shall make the records referred to in subsection (1) available at the uranium mine or mill to the workers and a
workers’ representative.
(3) Every licensee shall retain a record of the training referred
to in paragraph (1)(k) for the period that the worker is employed
at the uranium mine or mill.
f) la méthode et les données pertinentes utilisées pour calculer
les doses de rayonnement reçues par les travailleurs à la mine
ou à l’usine de concentration d’uranium et l’absorption par eux
de substances nucléaires radioactives;
g) les relevés effectués conformément au permis ou aux règlements pris en vertu de la Loi;
h) les inspections et les travaux d’entretien effectués conformément au permis ou aux règlements pris en vertu de la Loi;
i) la quantité d’air fournie par chaque ventilateur principal;
j) le rendement de chaque système de dépoussiérage;
k) la formation reçue par chaque travailleur.
(4) Every licensee shall post, at a location within the uranium
mine or mill that is accessible to all workers and where it is most
likely to come to their attention, a record of the measurements
made in respect of every work place in accordance with the licence and these Regulations.
(2) Le titulaire de permis met à la disposition des travailleurs et
du représentant des travailleurs, à la mine ou à l’usine de concentration d’uranium, les documents visés au paragraphe (1).
(3) Le titulaire de permis conserve les documents relatifs à la
formation visés à l’alinéa (1)k) pendant la période où le travailleur est employé à la mine ou à l’usine de concentration d’uranium.
(4) Le titulaire de permis affiche dans la mine ou l’usine de
concentration d’uranium les résultats des relevés effectués dans
chaque lieu de travail conformément au permis et au présent règlement, à un endroit accessible à tous les travailleurs, où ces
résultats sont le plus susceptibles d’être portés à leur attention.
COMING INTO FORCE
ENTRÉE EN VIGUEUR
17. These Regulations come into force on the day on which
they are approved by the Governor in Council.
17. Le présent règlement entre en vigueur à la date de son
agrément par le gouverneur en conseil.
N.B. The Regulatory Impact Analysis Statement for these
Regulations appears at page 1142, following
SOR/2000-202.
N.B. Le résumé de l’étude d’impact de la réglementation de
ce règlement se trouve à la page 1142, suite au
DORS/2000-202.
Published by the Queen’s Printer for Canada, 2000
Publié par l’Imprimeur de la Reine pour le Canada, 2000
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2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-207
Registration
SOR/2000-207 31 May, 2000
Enregistrement
DORS/2000-207
NUCLEAR SAFETY AND CONTROL ACT
LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION
NUCLÉAIRES
Nuclear Substances and Radiation Devices
Regulations
Règlement sur les substances nucléaires et les
appareils à rayonnement
P.C. 2000-787 31 May, 2000
C.P. 2000-787 31 mai 2000
Her Excellency the Governor General in Council, on the recommendation of the Minister of Natural Resources, pursuant to
section 44 of the Nuclear Safety and Control Acta, hereby approves the annexed Nuclear Substances and Radiation Devices
Regulations made by the Canadian Nuclear Safety Commission
on May 31, 2000.
Sur recommandation du ministre des Ressources naturelles et
en vertu de l’article 44 de la Loi sur la sûreté et la réglementation
nucléairesa, Son Excellence la Gouverneure générale en conseil
agrée le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils
à rayonnement, ci-après, pris le 31 mai 2000 par la Commission
canadienne de sûreté nucléaire.
———
a
S.C. 1997, c. 9
a
1216
———
L.C. 1997, ch. 9
31 mai 2000
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-207
CANADIAN NUCLEAR SAFETY COMMISSION
COMMISSION CANADIENNE DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE
NUCLEAR SUBSTANCES AND RADIATION
DEVICES REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LES SUBSTANCES NUCLÉAIRES
ET LES APPAREILS À RAYONNEMENT
Table of Contents
Table des matières
INTERPRETATION AND APPLICATION
1. Interpretation
2. Application
LICENCE APPLICATIONS
3. General Requirements
4. Licence to Service Radiation Device
EXEMPTIONS FROM LICENCE REQUIREMENT
5. General Exempted Activities
6. Smoke Detectors
7. Tritium Safety Signs
8. Devices Containing Radium Luminous Compounds
9. Manufacturers and Distributors Not Exempted
10. Scope of Exemptions
CERTIFICATION OF RADIATION DEVICES
11. Certification Requirement
12. Application for Certification
13. Refusal to Certify
14. Decertification
15. Opportunity To Be Heard
GENERAL OBLIGATIONS
16. Medical Supervision
17. Radiation Safety Instructions
18. Leak Tests
19. Transfers
20. Radiation Survey Meters
21. Accidents
22. Labelling for Field Operations
23. Posting of Signs at Storage Areas
EXPOSURE DEVICES
24. Requirement for Operators
25. Application for Certification of Operator
26. Refusal to Certify
27. Decertification
28. Opportunity To Be Heard
29. Surrender of Certificate
30. Obligations of Licensees
31. Obligations of Operators
32. Appointment of Supervisors of Trainees
33. Obligations of Supervisors of Trainees
34. Replacement of Sealed Source
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
1. Définitions
2. Champ d’application
DEMANDES DE PERMIS
3. Dispositions générales
4. Permis d’entretien d’appareils à rayonnement
EXEMPTIONS DE PERMIS
5. Activités générales exemptées
6. Détecteurs de fumée
7. Panneaux de sécurité au tritium
8. Appareils contenant un composé lumineux au radium
9. Fabricants et distributeurs non exemptés
10. Portée des exemptions
HOMOLOGATION DES APPAREILS À RAYONNEMENT
11. Exigence d’homologation
12. Demande d’homologation
13. Refus d’homologuer
14. Annulation de l’homologation
15. Possibilité d’être entendu
OBLIGATIONS GÉNÉRALES
16. Surveillance médicale
17. Consignes de radioprotection
18. Épreuves d’étanchéité
19. Transferts
20. Radiamètres
21. Accidents
22. Étiquetage pour une opération sur le terrain
23. Affichage de panneaux dans une zone de stockage
APPAREILS D’EXPOSITION
24. Exigences pour l’opérateur
25. Demande d’accréditation d’un opérateur
26. Refus d’accréditer
27. Retrait de l’attestation
28. Possibilité d’être entendu
29. Remise de l’attestation
30. Obligations du titulaire de permis
31. Obligations de l’opérateur
32. Nomination des surveillants de stagiaires
33. Obligations des surveillants de stagiaires
34. Remplacement des sources scellées
1217
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
TRACER STUDIES
35.
36. Nuclear Substances
37. Exposure Devices
REPORTS TO BE MADE BY LICENSEES
38.
COMING INTO FORCE
39.
1218
ÉTUDES PAR TRACEURS
35.
RECORDS TO BE KEPT AND RETAINED
SCHEDULE
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-207
DOCUMENTS À TENIR ET À CONSERVER
36. Substances nucléaires
37. Appareils d’exposition
RAPPORTS À FOURNIR PAR LE TITULAIRE DE
PERMIS
38.
ENTRÉE EN VIGUEUR
39.
EXEMPTION QUANTITIES
ANNEXE
QUANTITÉ D’EXEMPTION
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-207
NUCLEAR SUBSTANCES AND RADIATION
DEVICES REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LES SUBSTANCES NUCLÉAIRES ET
LES APPAREILS À RAYONNEMENT
INTERPRETATION AND APPLICATION
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
Interpretation
Définitions
1. The definitions in this section apply in these Regulations.
“Act” means the Nuclear Safety and Control Act. (Loi)
“certificate” means a document issued by the Commission or by a
designated officer authorized under paragraph 37(2)(a) or (b)
of the Act, indicating that prescribed equipment or a person is
certified. (attestation ou homologation)
“certified” means certified by the Commission under paragraph 21(1)(h) or (i) of the Act or by a designated officer
authorized under paragraph 37(2)(a) or (b) of the Act. (homologué)
“Class II prescribed equipment” has the meaning assigned to that
term by section 1 of the Class II Nuclear Facilities and Prescribed Equipment Regulations. (équipement réglementé de
catégorie II)
“depleted uranium” means uranium that contains uranium 235 in
a concentration that is less than that normally found in nature.
(uranium appauvri)
“dosimeter” means a device for measuring a dose of radiation that
is worn or carried by an individual. (dosimètre)
“exemption quantity” means
(a) in respect of a radioactive nuclear substance set out in
column 1 of the schedule, the corresponding quantity set out
in column 2 of the schedule;
(b) in respect of a radioactive nuclear substance that is not
set out in column 1 of the schedule,
(i) 10 kBq, where the atomic number of the substance is
equal to or less than 81,
(ii) 10 kBq, where the atomic number of the substance is
greater than 81 and the substance, or its short-lived radioactive progeny, does not emit alpha radiation, and
(iii) 500 Bq, where the atomic number of the substance is
greater than 81 and the substance or its short-lived radioactive progeny emits alpha radiation; and
(c) in respect of more than one radioactive nuclear substance, any combined quantity of those substances in which
the sum of the quotients obtained by dividing the quantity of
each substance by its corresponding exemption quantity, as
referred to in paragraphs (a) and (b), is equal to, or greater
than one. (quantité d’exemption)
“exposure device” means a radiation device that is designed for
carrying out gamma radiography, and includes any accessory to
the device such as a sealed source assembly, a drive mechanism, a sealed source assembly guide tube and an exposure
head. (appareil d’exposition)
“licensed activity” means an activity described in any of paragraphs 26(a) to (c) of the Act that a licence authorizes the licensee to carry on in relation to a nuclear substance or a radiation device. (activité autorisée)
“licensee” means a person who is licensed to carry on an activity
described in any of paragraphs 26(a) to (c) of the Act in relation to a nuclear substance or a radiation device. (titulaire de
permis)
1. Les définitions qui suivent s’appliquent au présent règlement.
« accréditer » Attester la compétence en vertu des alinéas 21(1)i)
ou 37(2)b) de la Loi. (French version only)
« activité autorisée » Activité visée à l’un des alinéas 26a) à c) de
la Loi que le titulaire de permis est autorisé à exercer relativement à une substance nucléaire ou à un appareil à rayonnement.
(licensed activity)
« activité spécifique » Activité par unité de masse. (specific activity)
« appareil à rayonnement » L’un des appareils suivants :
a) un appareil contenant une substance nucléaire en une
quantité supérieure à la quantité d’exemption et permettant
son utilisation pour ses propriétés de rayonnement;
b) un appareil contenant un composé lumineux au radium.
(radiation device)
« appareil d’exposition » Appareil à rayonnement conçu pour être
utilisé en gammagraphie, y compris ses accessoires, notamment
l’assemblage de source scellée, le mécanisme de commande, le
tube de guidage d’assemblage de source scellée et la tête
d’exposition. (exposure device)
« assemblage de source scellée » Source scellée conçue pour être
utilisée dans un appareil d’exposition, y compris les composants qui y sont fixés en permanence. (sealed source assembly)
« attestation » Document délivré par la Commission ou par un
fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)b) de la
Loi qui atteste la compétence d’une personne. (certificate)
« criticité nucléaire » Réaction en chaîne auto-entretenue de fission nucléaire. (nuclear criticality)
« dosimètre » Appareil qu’une personne porte sur elle et qui permet de mesurer la dose de rayonnement qu’elle reçoit. (dosimeter)
« équipement réglementé » Équipement réglementé visé à l’article 20 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation
nucléaires. (prescribed equipment)
« équipement réglementé de catégorie II » S’entend au sens de
l’article 1 du Règlement sur les installations nucléaires et
l’équipement réglementé de catégorie II. (Class II prescribed
equipment)
« faire fonctionner » Dans le cas d’un appareil d’exposition, la
présente définition vise notamment le raccordement ou débranchement du mécanisme de commande, le verrouillage ou déverrouillage de l’appareil, et toute activité associée à l’appareil
lorsque l’assemblage de la source scellée n’est pas verrouillé en
position complètement blindée à l’intérieur de l’appareil. (operate)
« homologation » Document délivré par la Commission ou par un
fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)a) de la
Loi qui atteste que l’équipement réglementé est homologué.
(certificate)
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“natural uranium” means uranium that contains uranium 235 in a
concentration that is normally found in nature. (uranium naturel)
“nuclear criticality” means a self-sustaining chain reaction of
nuclear fission. (criticité nucléaire)
“operate” includes, in respect of an exposure device, coupling the
drive mechanism to the exposure device, uncoupling the drive
mechanism from the exposure device, locking or unlocking the
exposure device, and all activities involving the device that
take place while the sealed source assembly is not locked inside the device in the fully shielded position. (faire fonctionner)
“prescribed equipment” means the equipment prescribed by section 20 of the General Nuclear Safety and Control Regulations.
(équipement réglementé)
“radiation device” means
(a) a device that contains more than the exemption quantity
of a nuclear substance and that enables the nuclear substance
to be used for its radiation properties; and
(b) a device that contains a radium luminous compound.
(appareil à rayonnement)
“radiation survey meter” means an instrument that is capable of
measuring radiation dose rates. (radiamètre)
“sealed source” means a radioactive nuclear substance in a sealed
capsule or in a cover to which the substance is bonded, where
the capsule or cover is strong enough to prevent contact with or
the dispersion of the substance under the conditions for which
the capsule or cover is designed. (source scellée)
“sealed source assembly” means a sealed source that is designed
to be used in an exposure device, and includes the components
that are permanently attached to the sealed source. (assemblage
de source scellée)
“specific activity” means the activity per unit mass. (activité spécifique)
“unsealed source” means a source other than a sealed source.
(source non scellée)
“worker” means a person who performs work that is referred to in
a licence. (travailleur)
Application
« homologué » Homologué par la Commission en vertu de
l’alinéa 21(1)h) ou par un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi. (certified)
« Loi » La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (Act)
« quantité d’exemption » L’une des quantités suivantes :
a) relativement à une substance nucléaire radioactive figurant à la colonne 1 de l’annexe, la quantité indiquée à la colonne 2;
b) relativement à une substance nucléaire radioactive ne figurant pas à la colonne 1 de l’annexe :
(i) 10 kBq, si son numéro atomique est de 81 ou moins,
(ii) 10 kBq, si son numéro atomique est supérieur à 81 et
qu’elle, ou ses produits de filiation de période courte,
n’émet pas de rayonnement alpha,
(iii) 500 Bq, si son numéro atomique est supérieure à 81 et
qu’elle, ou ses produits de filiation de période courte, émet
un rayonnement alpha;
c) relativement à plusieurs substances nucléaires radioactives, toute combinaison de ces substances dont la somme
des quotients, obtenus par division de la quantité de chaque
substance par sa quantité d’exemption selon les alinéas a)
et b), est égale ou supérieure à 1. (exemption quantity)
« radiamètre » Appareil capable de mesurer des débits de dose de
rayonnement. (radiation survey meter)
« source non scellée » Source autre qu’une source scellée. (unsealed source)
« source scellée » Substance nucléaire radioactive enfermée dans
une enveloppe scelée ou munie d’un revêtement auquel elle est
liée, l’enveloppe ou le revêtement présentant une résistance
suffisante pour empêcher tout contact avec la substance et la
dispersion de celle-ci dans les conditions d’emploi pour lesquelles l’enveloppe ou le revêtement a été conçu. (sealed
source)
« titulaire de permis » Personne autorisée par permis à exercer
toute activité visée à l’un des alinéas 26a) à c) de la Loi relativement à une substance nucléaire ou à un appareil à rayonnement. (licensee)
« travailleur » Personne qui effectue un travail mentionné dans un
permis. (worker)
« uranium appauvri » Uranium dont la teneur en uranium 235 est
inférieure à celle de l’uranium que l’on trouve normalement
dans la nature. (depleted uranium)
« uranium naturel » Uranium dont la teneur en uranium 235 est
égale à celle de l’uranium que l’on trouve normalement dans la
nature. (natural uranium)
Champ d’application
(2) These Regulations do not apply in respect of the packaging
or transport of nuclear substances, sealed sources or radiation
devices.
2. (1) Sous réserve du paragraphe (2), le présent règlement
s’applique à toutes les substances nucléaires et sources scellées
ainsi qu’à tous les appareils à rayonnement sauf l’équipement
réglementé de catégorie II.
(2) Il ne s’applique pas à l’emballage et au transport des substances nucléaires, des sources scellées et des appareils à rayonnement.
LICENCE APPLICATIONS
DEMANDES DE PERMIS
General Requirements
Dispositions générales
3. (1) An application for a licence in respect of a nuclear substance or a radiation device, other than a licence to service a
3. (1) La demande de permis visant une substance nucléaire ou
un appareil à rayonnement, autre qu’un permis d’entretien d’un
2. (1) Subject to subsection (2), these Regulations apply in respect of all nuclear substances and sealed sources and all radiation devices except Class II prescribed equipment.
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radiation device, shall contain the following information in addition to the information required by section 3 of the General Nuclear Safety and Control Regulations:
(a) the methods, procedures and equipment that will be used to
carry on the activity to be licensed;
(b) the methods, procedures and equipment that will be used
while carrying on the activity to be licensed, or during and
following an accident, to
(i) monitor the release of any radioactive nuclear substance
from the site of the activity to be licensed,
(ii) detect the presence of and record the radiation dose rate
and quantity in becquerels of radioactive nuclear substances
at the site of the activity to be licensed,
(iii) limit the spread of radioactive contamination within and
from the site of the activity to be licensed, and
(iv) decontaminate any person, site or equipment contaminated as a result of the activity to be licensed;
(c) a description of the circumstances in which the decontamination referred to in subparagraph (b)(iv) will be carried out;
(d) the proposed location of the activity to be licensed, including a description of the site;
(e) the roles, responsibilities, duties, qualifications and experience of workers;
(f) the proposed training program for workers;
(g) the proposed instructions for dealing with accidents, including fires and spills, in which the nuclear substance may be
involved;
(h) the proposed inspection program for the equipment and
systems that will be used to carry on the activity to be licensed;
(i) the methods, procedures and equipment that will be used to
calibrate radiation survey meters in accordance with these
Regulations;
(j) the methods, procedures and equipment that will be used to
calibrate and verify the calibration of dosimeters referred to in
paragraphs 30(3)(d) and (e);
(k) the methods, procedures and equipment that will be used to
conduct the leak tests and surveys required by these Regulations;
(l) where the application is in respect of a nuclear substance
that is an unsealed source and that is to be used in a room, the
proposed design of the room;
(m) where the application is in respect of a nuclear substance
that is contained in a radiation device, the name and model
number of the radiation device, and the quantity of such devices;
(n) where the application is in respect of Category I, II or III
nuclear material, as defined in section 1 of the Nuclear Security
Regulations,
(i) the measures that will be taken to prevent nuclear criticality, and
(ii) the information required by section 3 or 4 of the Nuclear
Security Regulations, as applicable;
(o) where the applicant will be engaged in the distribution of
self-luminous safety signs that contain a radioactive nuclear
substance, the proposed recall procedure for the return of each
sign by the user after the manufacturer’s recommended expiry
date marked on the sign has been reached.
(2) Subsection (1) does not apply in respect of an application
for a licence to import or export for which the information
appareil à rayonnement, comprend les renseignements suivants,
outre ceux exigés à l’article 3 du Règlement général sur la sûreté
et la réglementation nucléaires :
a) les méthodes, les procédures et l’équipement qui seront utilisés dans le cadre de l’activité que visera le permis;
b) les méthodes, les procédures et l’équipement qui seront utilisés dans le cadre de l’activité que visera le permis, ou pendant
et après un accident, pour :
(i) surveiller le rejet de toute substance nucléaire radioactive
du lieu de l’activité que visera le permis,
(ii) détecter et enregistrer le débit de dose de rayonnement et
la quantité, en becquerels des substances nucléaires radioactives au lieu de l’activité que visera le permis,
(iii) limiter la propagation de la contamination radioactive à
l’intérieur et à l’extérieur du lieu de l’activité que visera le
permis,
(iv) décontaminer toute personne, tout lieu ou tout équipement contaminé par suite de l’activité que visera le permis;
c) une description des circonstances dans lesquelles la décontamination mentionnée au sous-alinéa b)(iv) se déroulera;
d) l’emplacement proposé pour l’activité que visera le permis,
de même qu’une description du lieu;
e) les rôles, les responsabilités, les fonctions, les qualifications
et l’expérience des travailleurs;
f) le programme de formation proposé pour les travailleurs;
g) les consignes à suivre en cas d’accidents, y compris les incendies et les déversements, pouvant mettre en cause la substance nucléaire;
h) le programme d’inspection proposé pour l’équipement et les
systèmes qui seront utilisés dans le cadre de l’activité que visera le permis;
i) les méthodes, les procédures et l’équipement qui seront utilisés pour l’étalonnage des radiamètres conformément au présent
règlement;
j) les méthodes, les procédures et l’équipement qui seront utilisés pour l’étalonnage des dosimètres mentionnés aux alinéas 30(3)d) et e) et sa vérification;
k) les méthodes, les procédures et l’équipement qui seront utilisés pour les épreuves d’étanchéité et les contrôles exigés par le
présent règlement;
l) lorsque la demande vise une substance nucléaire qui est une
source non scellée et doit être utilisée à l’intérieur d’une pièce,
la conception proposée pour la pièce;
m) lorsque la demande vise une substance nucléaire qui est
contenue dans un appareil à rayonnement, le nom et le numéro
de modèle de l’appareil ainsi que le nombre de tels appareils;
n) dans le cas d’une matière nucléaire de catégorie I, II ou III
au sens de l’article 1 du Règlement sur la sécurité nucléaire :
(i) les mesures qui seront prises pour éviter la criticité nucléaire,
(ii) les renseignements exigés aux articles 3 ou 4, selon le
cas, du Règlement sur la sécurité nucléaire;
o) dans le cas où le demandeur fera la distribution des panneaux de sécurité autolumineux qui contiennent une substance
nucléaire radioactive, la procédure de rappel proposée pour la
remise au fabricant par l’utilisateur de chaque panneau après la
date d’expiration recommandée qui figure sur le panneau.
(2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas à la demande de permis
d’importation ou d’exportation pour laquelle les renseignements
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requirements are prescribed by the Nuclear Non-proliferation
Import and Export Control Regulations.
exigés sont prévus par le Règlement sur le contrôle de
l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération
nucléaire.
Licence to Service Radiation Device
Permis d’entretien d’appareils à rayonnement
4. An application for a licence to service a radiation device
shall contain the following information in addition to the information required by section 3 of the General Nuclear Safety and
Control Regulations:
(a) the name, model number and characteristics of the device or
the number of the certificate relating to the device;
(b) a description of the nature of the servicing proposed to be
carried on;
(c) the proposed methods, procedures and equipment for carrying on the servicing;
(d) the proposed qualification requirements and training program for workers; and
(e) the proposed procedures to be followed after completion of
the servicing to confirm that the device is safe to use.
4. La demande de permis pour entretenir un appareil à rayonnement comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés
à l’article 3 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires :
a) le nom, le numéro de modèle et les caractéristiques de
l’appareil, ou son numéro d’homologation;
b) une description de la nature des services d’entretien proposés;
c) les méthodes, les procédures et l’équipement d’entretien
proposés;
d) les qualifications et le programme de formation proposés
pour les travailleurs;
e) les procédures qui seront suivies après l’entretien pour confirmer que l’appareil peut être utilisé en toute sécurité.
EXEMPTIONS FROM LICENCE REQUIREMENT
EXEMPTIONS DE PERMIS
General Exempted Activities
Activités générales exemptées
5. (1) Subject to subsections (2) and (3), a person may carry on
any of the following activities without a licence to carry on that
activity:
(a) possess, transfer, import, export, use, mine, produce, refine,
convert, enrich, process, reprocess, manage or store a nuclear
substance, if the quantity of the nuclear substance does not exceed its exemption quantity;
(b) possess, transfer, import, export, use, abandon, produce or
service a sealed source that contains less than the exemption
quantity of a nuclear substance, if not more than 10 such sealed
sources are possessed by the person in any calendar year;
(c) possess, transfer, import, export, use or abandon a radiation
device, other than an exposure device, if the quantity of the nuclear substance or substances contained in the device is less
than 10 times the exemption quantity; or
(d) possess, transfer, use, abandon, produce, refine, convert, enrich, process, reprocess, manage, store or dispose of deuterium
or a compound containing deuterium, if the quantity of deuterium is less than 10 kg in any calendar year.
5. (1) Sous réserve des paragraphes (2) et (3), toute personne
peut exercer les activités suivantes sans y être autorisée par un
permis :
a) avoir en sa possession, transférer, importer, exporter, utiliser, produire, notamment par extraction minière, raffiner, convertir, enrichir, traiter, retraiter, gérer ou stocker provisoirement une substance nucléaire si la quantité de la substance ne
dépasse pas sa quantité d’exemption;
b) avoir en sa possession, transférer, importer, exporter, utiliser, abandonner, produire ou entretenir une source scellée qui
contient moins que la quantité d’exemption d’une substance
nucléaire, si elle a en sa possession au plus 10 sources scellées
au cours d’une année civile;
c) avoir en sa possession, transférer, importer, exporter, utiliser
ou abandonner un appareil à rayonnement, autre qu’un appareil
d’exposition, qui contient moins de 10 fois la quantité
d’exemption de la substance nucléaire ou du groupe de substances nucléaires;
d) avoir en sa possession, transférer, utiliser, abandonner, produire, raffiner, convertir, enrichir, traiter, retraiter, gérer, stocker
provisoirement ou en permanence ou évacuer moins de
10 kg de deutérium ou un composé contenant moins de 10 kg
de deutérium au cours d’une année civile.
(2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas à une matière nucléaire
de catégorie I, II ou III au sens de l’article 1 du Règlement sur la
sécurité nucléaire.
(3) Les alinéas (1)a) à c) ne s’appliquent pas à l’importation ou
à l’exportation d’une substance nucléaire, d’une source scellée ou
d’un appareil à rayonnement visés par le Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la nonprolifération nucléaire.
(4) Il demeure entendu que les exemptions prévues au paragraphe (1) ne visent que les activités qui y sont spécifiées et
n’écartent pas l’obligation prévue à l’article 26 de la Loi d’obtenir
un permis pour exercer d’autres activités.
(2) Subsection (1) does not apply in respect of Category I, II or
III nuclear material, as defined in section 1 of the Nuclear Security Regulations.
(3) Paragraphs (1)(a) to (c) do not apply in respect of the import or export of a nuclear substance, sealed source or radiation
device to which the Nuclear Non-proliferation Import and Export
Control Regulations apply.
(4) For greater certainty, the exemptions established in subsection (1) relate only to the activities specified in that subsection
and do not derogate from the licence requirement imposed by
section 26 of the Act in relation to other activities.
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Smoke Detectors
Détecteurs de fumée
6. Subject to section 9, a person may, without a licence to carry
on that activity, possess, transfer, use or abandon a smoke detector that contains a nuclear substance, if
(a) the smoke detector does not contain more than 185 kBq of
americium 241 or, where it is in a commercial or industrial facility, more than 740 kBq of americium 241;
(b) the radiation dose rate does not exceed 1 µSv per hour at
0.1 m from any of the accessible surfaces of the smoke detector;
(c) the design and construction of the smoke detector prevent
persons from making direct contact with the nuclear substance
that it contains under normal conditions of use;
(d) all markings and labels on the smoke detector are legible;
(e) the radioactive nuclear substance contained in the smoke
detector is a sealed source that, when it is mounted in its
holder, conforms to International Standard 2919, Sealed radioactive sources — Classification (1980), of the International
Organization for Standardization; and
(f) the smoke detector meets the tests specified in the annex
entitled Prototype Tests of the Recommendations for ionization
chamber smoke detectors in implementation of radiation protection standards (1977) of the Nuclear Energy Agency of the
Organisation for Economic Co-operation and Development.
6. Sous réserve de l’article 9, une personne peut avoir en sa
possession, transférer, utiliser ou abandonner un détecteur de
fumée qui contient une substance nucléaire, sans y être autorisée
par un permis, si les conditions suivantes sont réunies :
a) le détecteur contient au plus 185 kBq d’américium 241 ou,
dans le cas d’une installation commerciale ou industrielle, au
plus 740 kBq d’américium 241;
b) le débit de dose de rayonnement ne dépasse pas 1 µSv par
heure à 0,1 m de toute surface accessible du détecteur;
c) le détecteur est conçu et construit de sorte à empêcher, dans
des conditions d’emploi normales, tout contact direct avec la
substance nucléaire qui y est contenue;
d) toutes les marques et étiquettes sur le détecteur sont lisibles;
e) la substance nucléaire radioactive contenue dans le détecteur
est une source scellée qui, lorsqu’elle est placée dans son
porte-source, est conforme à la norme internationale 2919 de
l’Organisation internationale de normalisation, intitulée Sources radioactives scellées — Classification (1980);
f) le détecteur satisfait aux exigences d’épreuve spécifiées dans
l’annexe intitulée Essais sur prototypes du document Recommandations relatives aux détecteurs de fumée à chambre
d’ionisation en application des normes de radioprotection
(1977) publié par l’Agence pour l’énergie nucléaire de
l’Organisation pour la coopération et le développement économiques.
Tritium Safety Signs
Panneaux de sécurité au tritium
7. Subject to section 9, a person may possess, transfer, use or
abandon a tritium-activated self-luminous safety sign without a
licence to carry on that activity, if
(a) the only nuclear substance contained in the safety sign is
tritium;
(b) the safety sign contains no more than 925 GBq of tritium in
gaseous form;
(c) the light-emitting component containing the tritium consists
of glass tubes that are enclosed in a sturdy metal or plastic
frame mounted in a manner that prevents the dismantlement
and removal of the glass tubes;
(d) the amount of tritium present in the form of oxide does not
exceed 1 per cent per volume for each glass tube;
(e) the safety sign conforms to American National Standard
N540-1975, Classification of Radioactive Self-Luminous Light
Sources, of the American National Standards Institute or to
United States Military Standard MIL-STD-810E, 1989, Environmental Test Methods and Engineering Guidelines, of the
United States Department of Defense; and
(f) the safety sign is marked with the name and quantity in becquerels of the nuclear substance and the manufacturer’s recommended expiry date.
7. Sous réserve de l’article 9, une personne peut avoir en sa
possession, transférer, utiliser ou abandonner un panneau de sécurité autolumineux au tritium, sans y être autorisée par un permis,
si les conditions suivantes sont réunies :
a) la seule substance nucléaire contenue dans le panneau est le
tritium;
b) le panneau contient au plus 925 GBq de tritium à l’état gazeux;
c) la source de lumière contenant le tritium se compose de tubes de verre qui sont enfermés de façon indémontable dans un
cadre de métal ou de plastique robuste;
d) la quantité de tritium contenue dans chaque tube de verre
sous forme d’oxyde ne dépasse pas 1 ÿ par volume;
e) le panneau est conforme à la norme nationale américaine
N540-1975 de l’American National Standards Institute, intitulée Classification of Radioactive Self-Luminous Light Sources
ou à la norme militaire américaine MIL-STD-810E, 1989, du
ministère de la Défense des États-Unis, intitulé Environmental
Test Methods and Engineering Guidelines;
f) le nom et la quantité en becquerels de la substance nucléaire
et la date d’expiration recommandée par le fabricant sont inscrits sur le panneau.
Devices Containing Radium Luminous Compounds
Appareils contenant un composé lumineux au radium
8. A person may, without a licence to carry on that activity,
possess, transfer or use a device that contains a nuclear substance,
if
(a) the only nuclear substance contained in the device is a radium luminous compound;
(b) the person does not possess more than 10 such devices; and
(c) the device is not disassembled or tampered with.
8. Une personne peut avoir en sa possession, transférer ou utiliser un appareil qui contient une substance nucléaire, sans y être
autorisée par un permis, si les conditions suivantes sont réunies :
a) la seule substance nucléaire contenue dans l’appareil est un
composé lumineux au radium;
b) la personne n’a pas plus de dix appareils en sa possession;
c) l’appareil n’est pas démonté ou altéré.
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Manufacturers and Distributors Not Exempted
Fabricants et distributeurs non exemptés
9. Sections 6 to 8 do not apply to manufacturers and initial distributors in Canada of the devices referred to in those sections.
9. Les articles 6 à 8 ne s’appliquent pas aux fabricants et aux
distributeurs initiaux au Canada des appareils mentionnés dans
ces articles.
Scope of Exemptions
Portée des exemptions
10. For greater certainty, the exemptions established in sections 6 to 8 relate only to the activities specified in those sections
and do not derogate from the licence requirement imposed by
section 26 of the Act in relation to other activities.
10. Il demeure entendu que les exemptions prévues aux articles 6 à 8 ne visent que les activités qui y sont spécifiées et
n’écartent pas l’obligation, prévue à l’article 26 de la Loi, d’obtenir un permis pour exercer d’autres activités.
CERTIFICATION OF RADIATION DEVICES
HOMOLOGATION DES APPAREILS À RAYONNEMENT
Certification Requirement
Exigence d’homologation
(2) No person shall transfer a radiation device for use within
Canada unless it is a certified model.
11. (1) Il est interdit d’utiliser un appareil à rayonnement à
moins que celui-ci ne soit, selon le cas :
a) d’un modèle homologué;
b) utilisé conformément au permis qui en autorise l’usage à des
fins de développement.
(2) Il est interdit de transférer un appareil à rayonnement pour
usage au Canada à moins qu’il ne soit d’un modèle homologué.
Application for Certification
Demande d’homologation
12. The Commission or a designated officer authorized under
paragraph 37(2)(a) of the Act may certify a model of a radiation
device after receiving an application that includes the following
information:
(a) the applicant’s name and business address;
(b) the name and business address of the manufacturer of the
device;
(c) the name and model number of the device;
(d) the design of the device and its components, including any
standards used in the design;
(e) the intended use of the device;
(f) the name, quantity in becquerels and form of the nuclear
substance to be incorporated into the device;
(g) the method of incorporating the nuclear substance into the
device;
(h) the expected radiation dose rates around the device in all
modes of operation, including the method, calculations and
measurements used to establish them;
(i) instructions for the use, transportation and storage of the device;
(j) instructions for conducting leak tests on the device;
(k) instructions for dealing with accidents, including fires and
spills, in which the device may be involved;
(l) a description of the labelling of the device;
(m) the quality assurance program that was followed during the
design of the device and that will be followed during production of the device;
(n) the recommended inspection and servicing program for the
device; and
(o) at the request of the Commission, any other information
that is necessary to enable the Commission or the designated
officer to determine whether the device poses an unreasonable
risk to the environment, the health and safety of persons or national security and whether certification of the device would be
12. La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi peut homologuer un modèle
d’appareil à rayonnement sur réception d’une demande qui comprend les renseignements suivants :
a) le nom du demandeur et son adresse d’affaires;
b) le nom du fabricant de l’appareil et son adresse d’affaires;
c) le nom et le numéro de modèle de l’appareil;
d) la conception de l’appareil et de ses composants, y compris
les normes qui ont servi à la conception;
e) l’usage auquel l’appareil est destiné;
f) le nom, la forme et la quantité en becquerels de la substance
nucléaire qui sera contenue dans l’appareil;
g) la méthode utilisée pour incorporer la substance nucléaire
dans l’appareil;
h) les débits de dose de rayonnement prévus autour de
l’appareil, dans tous les modes de fonctionnement, y compris la
méthode, les calculs et les relevés qui ont servi à les établir;
i) les instructions concernant l’utilisation, le transport et le
stockage provisoire de l’appareil;
j) les instructions pour l’exécution des épreuves d’étanchéité
que doit subir l’appareil;
k) les consignes à suivre en cas d’accidents, y compris les incendies et les déversements, susceptibles de mettre en cause
l’appareil;
l) une description de l’étiquetage de l’appareil;
m) le programme d’assurance de la qualité qui a été suivi pendant la conception de l’appareil et qui sera suivi pendant sa
production;
n) le programme d’inspection et d’entretien recommandé pour
l’appareil;
o) à la demande de la Commission, tout autre renseignement
dont la Commission ou le fonctionnaire désigné a besoin pour
déterminer si l’appareil présente un danger inacceptable pour
l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ou la
11. (1) No person shall use a radiation device unless
(a) it is a certified model; or
(b) it is used in accordance with a licence that authorizes its use
for development purposes.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-207
in conformity with measures of control and international obligations to which Canada has agreed.
sécurité nationale, et si l’homologation de l’appareil est conforme aux mesures de contrôle et aux obligations internationales que le Canada a assumées.
Refusal to Certify
Refus d’homologuer
13. (1) The Commission or a designated officer authorized under paragraph 37(2)(a) of the Act shall notify a person who has
applied for the certification of a model of a radiation device of a
proposed decision not to certify the model, as well as the basis for
the proposed decision, at least 30 days before refusing to certify
it.
(2) The notice shall include a description of the person’s right
to be provided with an opportunity to be heard in accordance with
the procedure referred to in section 15.
13. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi avise la personne qui a demandé l’homologation d’un modèle d’appareil à rayonnement de la
décision proposée de ne pas l’homologuer, ainsi que du fondement de cette décision, au moins trente jours avant de refuser de
l’homologuer.
(2) L’avis mentionne également le droit de la personne de se
voir accorder la possibilité d’être entendue conformément à la
procédure prévue à l’article 15.
Decertification
Annulation de l’homologation
14. (1) The Commission or a designated officer authorized under paragraph 37(2)(a) of the Act shall notify a person to whom a
certificate for a model of a radiation device has been issued, and
any licensee who is licensed in respect of that model, of a proposed decision to decertify the model, as well as the basis for the
proposed decision, at least 30 days before decertifying it.
(2) The notice shall include a description of the person’s and
the licensee’s right to be provided with an opportunity to be heard
in accordance with the procedure referred to in section 15.
14. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi avise la personne qui a obtenu
l’homologation d’un modèle d’appareil à rayonnement, ainsi que
les titulaires de permis concernés, de la décision proposée
d’annuler l’homologation, ainsi que du fondement de cette décision, au moins trente jours avant de l’annuler.
(2) L’avis mentionne également le droit de la personne et des
titulaires de permis de se voir accorder la possibilité d’être entendus conformément à la procédure prévue à l’article 15.
Opportunity To Be Heard
Possibilité d’être entendu
15. (1) Where a person referred to in section 13 or 14 or a licensee referred to in section 14 has received a notice and has requested, within 30 days after the date of receipt of the notice, an
opportunity to be heard either orally or in writing, the person or
the licensee shall be provided with such an opportunity in accordance with the request.
(2) On completion of a hearing held in accordance with subsection (1), every person and licensee who was notified in accordance with section 13 or 14 shall be notified of the decision and
the reasons for it.
(3) Where neither a person referred to in section 13 or 14 nor a
licensee referred to in section 14 requests an opportunity to be
heard within the period referred to in subsection (1), they shall be
notified of the decision and the reasons for it.
15. (1) La personne visée aux articles 13 ou 14 ou le titulaire de
permis visé à l’article 14 qui a reçu un avis et qui, dans les trente
jours suivant la date de sa réception, a demandé d’être entendu de
vive voix ou par écrit, est entendu conformément à la demande.
(2) Au terme de l’audience tenue conformément au paragraphe (1), la personne et les titulaires de permis qui ont reçu un avis
conformément aux articles 13 ou 14 sont avisés de la décision
ainsi que des motifs de celle-ci.
(3) Si, dans le délai prévu au paragraphe (1), la personne visée
aux articles 13 ou 14 ou les titulaires de permis visés à l’article 14
n’ont présenté aucune demande pour être entendus, ils sont avisés
de la décision et des motifs de celle-ci.
GENERAL OBLIGATIONS
OBLIGATIONS GÉNÉRALES
Medical Supervision
Surveillance médicale
16. No licensee shall use a radioactive nuclear substance or a
radiation device on a person except as directed by a medical
practitioner who is qualified to give such direction under the applicable provincial legislation.
16. Le titulaire de permis ne peut utiliser une substance nucléaire radioactive ou un appareil à rayonnement sur des personnes sauf selon les directives d’un médecin qualifié à cet égard
conformément aux lois provinciales applicables.
Radiation Safety Instructions
Consignes de radioprotection
17. Every licensee shall make available to all workers, at the
site of the licensed activity, copies of any instructions referred to
in the licence concerning radiation safety and accidents, including
fires and spills, in which a nuclear substance may be involved.
17. Le titulaire de permis met à la disposition de tous les travailleurs, sur le lieu de l’activité autorisée, des copies des consignes de radioprotection ainsi que des consignes à suivre en cas
d’accidents, y compris les incendies et les déversements, pouvant
mettre en cause une substance nucléaire, qui sont mentionnées
dans le permis.
Leak Tests
Épreuves d’étanchéité
18. (1) Subject to subsection (2), every licensee who possesses,
uses or produces either a sealed source containing 50 MBq or
18. (1) Sous réserve du paragraphe (2), le titulaire de permis
qui a en sa possession, utilise ou produit une source scellée
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more of a nuclear substance or a nuclear substance as shielding
shall, at the following times, conduct leak tests on the sealed
source or shielding using instruments and procedures that enable
the licensee to detect a leakage of 200 Bq or less of the nuclear
substance:
(a) where the sealed source or shielding is used after being
stored for 12 or more consecutive months, immediately before
using it;
(b) where the sealed source or shielding is being stored, every
24 months;
(c) where an event that may have damaged the sealed source or
shielding has occurred, immediately after the event; and
(d) in all other cases,
(i) where the sealed source or shielding is located in a radiation device, every 12 months, and
(ii) where the sealed source or shielding is not located in a
radiation device, every six months.
(2) Subsection (1) does not apply in respect of a sealed source
that is
(a) gaseous; or
(b) contained in a static eliminator that has been retained by the
licensee for less than 15 months.
(3) Where a licensee, in the course of conducting a leak test on
a sealed source or on shielding, detects the leakage of 200 Bq or
more of a nuclear substance, the licensee shall
(a) discontinue using the sealed source or shielding;
(b) discontinue using the radiation device in which the sealed
source or shielding is located or may have been located;
(c) take measures to limit the spread of radioactive contamination from the sealed source or shielding; and
(d) immediately after complying with paragraphs (a) to (c),
notify the Commission that the leakage has been detected.
contenant au moins 50 MBq d’une substance nucléaire ou une
substance nucléaire servant de blindage soumet, aux moments et
dans les invervalles suivants, la source scellée ou le blindage à
des épreuves d’étanchéité en utilisant des instruments et des procédures qui lui permettent de détecter les fuites de 200 Bq ou
moins de la substance :
a) lorsque la source scellée ou le blindage est utilisé après avoir
été stocké provisoirement pendant douze mois consécutifs ou
plus, immédiatement avant son utilisation;
b) lorsque la source scellée ou le blindage est stocké provisoirement, tous les vingt-quatre mois;
c) après tout événement susceptible d’avoir endommagé la
source scellée ou le blindage, immédiatement après
l’événement;
d) dans tous les autres cas :
(i) lorsque la source scellée ou le blindage se trouve dans un
appareil à rayonnement, tous les douze mois,
(ii) lorsque la source scellée ou le blindage ne se trouve pas
dans un appareil à rayonnement, tous les six mois.
(2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas à la source scellée qui
est :
a) à l’état gazeux;
b) contenue dans un éliminateur statique que le titulaire de
permis conserve pendant moins de quinze mois.
(3) Le titulaire de permis qui, au cours d’une épreuve
d’étanchéité de la source scellée ou du blindage, détecte une fuite
d’au moins 200 Bq de substance nucléaire :
a) cesse d’utiliser la source scellée ou le blindage;
b) cesse d’utiliser l’appareil à rayonnement dans lequel la
source scellée ou le blindage se trouve ou a pu se trouver;
c) prend des mesures pour limiter la propagation de la contamination radioactive en provenance de la source scellée ou du
blindage;
d) immédiatement après s’être conformé aux alinéas a) à c),
avise la Commission de la détection de la fuite.
Transfers
Transferts
19. (1) Every licensee who transfers a radiation device shall
provide the transferee with the instructions referred to in the radiation device certificate for dealing with accidents, including
fires and spills.
(2) A licensee who transfers a sealed source or a nuclear substance as shielding shall provide the transferee with a record of
the most recent leak test conducted in accordance with section 18.
19. (1) Le titulaire de permis qui transfère un appareil à rayonnement fournit au destinataire les consignes à suivre en cas
d’accidents, y compris les incendies et les déversements, qui sont
mentionnées dans l’homologation.
(2) Le titulaire de permis qui transfère une source scellée ou
une substance nucléaire servant de blindage fournit au destinataire un document sur la plus récente épreuve d’étanchéité effectuée conformément à l’article 18.
Radiation Survey Meters
Radiamètres
20. No person shall use, for the purpose of the Act, the regulations made under the Act or an order or a licence, a radiation survey meter that has not been calibrated within the 12 months preceding its use.
20. Il est interdit d’utiliser, pour l’application de la Loi, de ses
règlements, d’un ordre, d’une ordonnance ou d’un permis, un
radiamètre qui n’a pas été étalonné au cours des douze mois précédant son utilisation.
Accidents
Accidents
21. Where a radiation device is involved in an accident or is
subjected to conditions other than those in which it is designed to
operate, the licensee shall discontinue using it until the licensee
performs a test or an inspection which establishes that it is functioning properly.
21. Le titulaire de permis cesse d’utiliser un appareil à rayonnement mis en cause dans un accident ou soumis à des conditions
d’emploi anormales jusqu’à ce qu’il ait effectué une épreuve ou
une inspection qui confirme que l’appareil fonctionne bien.
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Labelling for Field Operations
Étiquetage pour une opération sur le terrain
22. No person shall use a radiation device in field operations
unless the device has securely attached to it a durable, readily
visible and legible label that sets out the name or job title and the
telephone number of a person who can initiate the accident procedure referred to in the licence that has been issued in respect of
the device and who can be contacted 24 hours a day.
22. Il est interdit d’utiliser un appareil à rayonnement pendant
une opération sur le terrain à moins qu’il porte bien en évidence
et solidement fixée une étiquette durable et lisible indiquant le
nom ou le titre ainsi que le numéro de téléphone de la personne
qui peut être contactée jour et nuit pour lancer la procédure à suivre en cas d’accident prévue dans le permis délivré pour cet appareil.
Posting of Signs at Storage Areas
Affichage de panneaux dans une zone de stockage
23. Every licensee who stores a nuclear substance shall post
and keep posted, in a readily visible location at the place or on the
vehicle where the nuclear substance is stored, a legible sign that
indicates the name or job title and the telephone number of a person who can initiate the accident procedure referred to in the licence that has been issued in respect of the nuclear substance and
who can be contacted 24 hours a day.
23. Le titulaire de permis qui stocke temporairement une substance nucléaire affiche en permanence et bien en évidence, sur
les lieux ou sur le véhicule où la substance est stockée, un panneau lisible indiquant le nom ou le titre ainsi que le numéro de
téléphone de la personne qui peut être contactée jour et nuit pour
lancer la procédure à suivre en cas d’accident prévue dans le permis délivré pour cette substance.
EXPOSURE DEVICES
APPAREILS D’EXPOSITION
Requirement for Operators
Exigences pour l’opérateur
24. No person other than a certified exposure device operator,
or a trainee who is acting under the direct supervision and continuous observation of a certified exposure device operator, shall
operate an exposure device.
24. Il est interdit à quiconque de faire fonctionner un appareil
d’exposition à moins d’être un opérateur d’appareil d’exposition
accrédité ou un stagiaire agissant sous la surveillance directe et
continue d’un tel opérateur.
Application for Certification of Operator
Demande d’accréditation d’un opérateur
25. The Commission or a designated officer authorized under
paragraph 37(2)(b) of the Act may certify a person as an exposure
device operator after receiving an application that includes the
following information:
(a) the person’s name and business address;
(b) a record of the person’s training and experience; and
(c) evidence of the successful completion by the person of an
examination recognized by the Commission.
25. La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)b) de la Loi peut accréditer une personne à
titre d’opérateur d’appareil d’exposition sur réception d’une demande qui comprend les renseignements suivants :
a) le nom de la personne et son adresse d’affaires;
b) un document montrant que la personne possède la formation
et l’expérience voulues;
c) une preuve établissant que la personne a réussi un examen
d’accréditation reconnu par la Commission.
Refusal to Certify
Refus d’accréditer
26. (1) The Commission or a designated officer authorized under paragraph 37(2)(b) of the Act shall notify a person who has
applied for certification as an exposure device operator of a proposed decision not to certify the person, as well as the basis for
the proposed decision, at least 30 days before refusing to certify
the person.
(2) The notice shall include a description of the person’s right
to be provided with an opportunity to be heard in accordance with
the procedure referred to in section 28.
26. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)b) de la Loi avise la personne qui a demandé à être accréditée à titre d’opérateur d’appareil d’exposition de
la décision proposée de ne pas l’accréditer, ainsi que du fondement de cette décision, au moins trente jours avant de refuser de
l’accréditer.
(2) L’avis mentionne également le droit de la personne de se
voir accorder la possibilité d’être entendue conformément à la
procédure prévue à l’article 28.
Decertification
Retrait de l’attestation
27. (1) The Commission or a designated officer authorized under paragraph 37(2)(b) of the Act shall notify a certified exposure
device operator of a proposed decision to decertify the operator,
as well as the basis for the proposed decision, at least 30 days
before decertifying that operator.
(2) The notice shall include a description of the certified exposure device operator’s right to be provided with an opportunity to
be heard in accordance with the procedure referred to in section 28.
27. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)b) de la Loi avise l’opérateur d’appareil
d’exposition accrédité de la décision proposée de lui retirer son
attestation, ainsi que du fondement de cette décision, au moins
trente jours avant de la retirer.
(2) L’avis mentionne également le droit de l’opérateur de se
voir accorder la possibilité d’être entendu conformément à la procédure prévue à l’article 28.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-207
Opportunity To Be Heard
Possibilité d’être entendu
28. (1) Where a person referred to in section 26 or a certified
exposure device operator referred to in section 27 has received a
notice and has requested, within 30 days after the date of receipt
of the notice, an opportunity to be heard either orally or in writing, the person or the operator shall be provided with such an
opportunity in accordance with the request.
(2) On completion of a hearing held in accordance with subsection (1), the person or the certified exposure device operator
who requested an opportunity to be heard shall be notified of the
decision and the reasons for it.
(3) Where neither a person referred to in section 26 nor a certified exposure device operator referred to in section 27 requests an
opportunity to be heard within the period referred to in subsection (1), they shall be notified of the decision and the reasons for
it.
Surrender of Certificate
28. (1) La personne visée à l’article 26 ou l’opérateur
d’appareil d’exposition accrédité visé à l’article 27 qui a reçu un
avis et a demandé, dans les trente jours suivant la date de sa réception, à être entendu de vive voix ou par écrit est entendu conformément à la demande.
(2) Au terme de l’audience tenue conformément au paragraphe (1), la personne ou l’opérateur qui a demandé à être entendu
est avisé de la décision et des motifs de celle-ci.
(3) Si, dans le délai prévu au paragraphe (1), aucune demande
n’est faite pour être entendu, la personne visée ou l’opérateur visé
à l’article 27 est avisé de la décision ainsi que des motifs de
celle-ci.
Remise de l’attestation
29. A certified exposure device operator, on being notified of a
decision to decertify in accordance with subsection 28(2) or (3),
shall immediately surrender to the Commission the certificate that
was issued to the operator.
Obligations of Licensees
29. L’opérateur d’appareil d’exposition accrédité qui est avisé
de la décision de lui retirer son attestation conformément aux
paragraphes 28(2) ou (3) remet immédiatement à la Commission
son attestation.
Obligations du titulaire de permis
30. (1) Every licensee who possesses, uses or produces an exposure device shall
(a) ensure that there is affixed securely to the exposure device,
by means of metal fasteners, a durable steel or brass tag that is
readily visible and legibly inscribed with the name, quantity in
becquerels, date of measurement of that quantity and form of
the nuclear substance contained in the exposure device;
(b) lock the exposure device and keep it locked when it is not
being used; and
(c) return a dosimeter referred to in paragraph (3)(c) to the dosimetry service that issued the dosimeter, within 10 days after
the end of the period referred to in subsection 31(2).
(2) Every licensee shall immediately notify the Commission
when an exposure device or a sealed source assembly is lost, stolen or damaged to an extent that could impair its normal operation.
(3) Every licensee who authorizes a person to operate an exposure device shall provide the person with
(a) a radiation survey meter that
(i) is capable of measuring a dose rate of gamma radiation
from the sealed source of between 20 µSv and 100 mSv per
hour, and
(ii) indicates that the power level of its batteries is sufficient
for its operation;
(b) if an external sealed source assembly guide tube is to be
used,
(i) material that can be used to attenuate, by a factor of at
least 100, the radiation from the sealed source,
(ii) tools that can sever from the exposure device the tube
and cable to which the sealed source assembly is attached,
and
(iii) tongs with a shaft at least 1.5 m long that can handle the
sealed source assembly;
30. (1) Le titulaire de permis qui a en sa possession, utilise ou
produit un appareil d’exposition :
a) veille à ce que soit fixée solidement et bien en évidence sur
l’appareil d’exposition, au moyen d’attaches métalliques, une
étiquette durable en acier ou en laiton sur laquelle figurent en
caractères facilement lisibles le nom, la forme et la quantité en
becquerels de la substance nucléaire contenue dans l’appareil
d’exposition, ainsi que la date de relevé de cette quantité;
b) le verrouille et le garde verrouillé lorsqu’il n’est pas utilisé;
c) remet le dosimètre mentionné à l’alinéa (3)c) au service de
dosimétrie qui l’a fourni, dans les dix jours suivant la fin de la
période prévue au paragraphe 31(2).
(2) Le titulaire de permis avise immédiatement la Commission
de la perte ou du vol d’un appareil d’exposition ou d’un assemblage de source scellée, ou de son endommagement au point qu’il
ne peut plus fonctionner normalement.
(3) Le titulaire de permis qui autorise une personne à utiliser un
appareil d’exposition lui fournit :
a) un radiamètre :
(i) capable de mesurer un débit de dose de rayonnement
gamma qui est émis par la source scellée entre 20 µSv et
100 mSv par heure,
(ii) indiquant que la charge de ses piles est suffisante pour
son fonctionnement;
b) dans le cas où un tube de guidage d’assemblage de source
scellée externe est employé :
(i) du matériel permettant d’atténuer d’au moins 100 fois le
rayonnement émis par la source scellée,
(ii) des outils permettant de séparer de l’appareil
d’exposition le tube et le câble auxquels l’assemblage de la
source scellée est attaché,
(iii) des pinces munies d’une poignée d’au moins 1,5 m de
longueur permettant de manipuler l’assemblage de la source
scellée;
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-207
(c) a dosimeter that
(i) has been issued by a licensed dosimetry service,
(ii) has not been used by another person since its last reading, and
(iii) is designed so that it can be worn on the trunk of the
body;
(d) a dosimeter that
(i) has direct-reading display capability,
(ii) is of a type suitable for recording any dose of radiation
that the person is likely to receive as a result of the operation
of the exposure device,
(iii) has been calibrated or had its calibration verified, within
the 12-month period prior to being provided, to an accuracy
within 20 per cent of the true dose of radiation, and
(iv) is designed so that it can be worn on the trunk of the
body;
(e) a dosimeter that
(i) is of a type suitable for recording any dose of radiation
that the person is likely to receive as a result of the operation
of the exposure device,
(ii) emits an audible warning signal when the radiation dose
rate reaches or exceeds 5 mSv per hour or when the total
dose of radiation reaches or exceeds 2 mSv, or emits an
audible warning signal that increases proportionally to the
radiation dose rate,
(iii) is designed to prevent an unintentional change in the radiation dose rate or total dose of radiation at which the dosimeter will emit an audible warning signal,
(iv) has been calibrated or had its calibration verified, within
the 12-month period prior to being provided, to an accuracy
within 20 per cent of the true dose of radiation, and
(v) is designed so that it can be worn on the trunk of the
body;
(f) a sufficient number of durable and legible signs that bear the
radiation warning symbol set out in Schedule 3 to the Radiation Protection Regulations and the words “RAYONNEMENT
— DANGER — RADIATION” to enable the person to comply
with paragraph 31(1)(k); and
(g) a sufficient number of forms to enable the person to keep
the records referred to in paragraph 31(1)(e) and section 37.
(4) No licensee shall authorize a person to operate an exposure
device that
(a) does not appear to be functioning normally; or
(b) has a radiation dose rate of more than 2 mSv per hour on
any part of its surface.
(5) Every licensee who authorizes a person to remove a sealed
source from or insert a sealed source into an exposure device shall
provide the person with a written authorization signed by the licensee.
(6) Every licensee shall limit the dose of radiation received by
a person, other than a nuclear energy worker, as a result of the
possession or use of an exposure device to 0.1 mSv per week and
0.5 mSv per year.
c) un dosimètre qui :
(i) est fourni par un service de dosimétrie autorisé,
(ii) n’a pas été utilisé par une autre personne depuis sa dernière lecture,
(iii) est conçu pour être porté sur le torse;
d) un dosimètre qui :
(i) est à lecture directe,
(ii) est d’un type convenant à l’enregistrement des doses de
rayonnement que la personne peut vraisemblablement recevoir suite au fonctionnement de l’appareil d’exposition,
(iii) a été étalonné ou dont l’étalonnage a été vérifié dans les
douze mois précédant sa fourniture, et dont l’exactitude de
lecture varie d’au plus 20 ÿ de la dose véritable de rayonnement,
(iv) est conçu pour être porté sur le torse;
e) un dosimètre qui :
(i) est d’un type convenant à l’enregistrement des doses de
rayonnement que la personne peut vraisemblablement recevoir suite au fonctionnement de l’appareil d’exposition,
(ii) émet un signal sonore lorsque le débit de dose de rayonnement atteint ou dépasse 5 mSv par heure ou que la dose
totale de rayonnement atteint ou dépasse 2 mSv, ou qui émet
un signal sonore dont l’intensité augmente proportionnellement au débit de la dose,
(iii) est conçu pour empêcher tout changement accidentel du
débit de dose ou de la dose totale de rayonnement auquel il
émet un signal sonore,
(iv) a été étalonné ou dont l’étalonnage a été vérifié dans les
douze mois précédant sa fourniture, et dont l’exactitude de
lecture varie d’au plus 20 ÿ de la dose véritable de rayonnement,
(v) est conçu pour être porté sur le torse;
f) un nombre suffisant de panneaux durables et lisibles sur lesquels figurent le symbole de mise en garde contre les rayonnements figurant à l’annexe 3 du Règlement sur la radioprotection et la mention « RAYONNEMENT — DANGER —
RADIATION » pour permettre à la personne de se conformer à
l’alinéa 31(1)k);
g) un nombre suffisant de formulaires pour permettre à la personne de tenir les documents prévus à l’alinéa 31(1)e) et à
l’article 37.
(4) Il est interdit au titulaire de permis d’autoriser une personne
à faire fonctionner un appareil d’exposition qui :
a) semble mal fonctionner;
b) émet un débit de dose de rayonnement supérieur à 2 mSv par
heure sur toute partie de sa surface.
(5) Le titulaire de permis qui autorise une personne à enlever
ou à insérer une source scellée d’un appareil d’exposition lui remet une autorisation écrite signée.
(6) Le titulaire de permis limite à 0,1 mSv par semaine et à
0,5 mSv par année la dose de rayonnement que reçoit une personne, autre qu’un travailleur du secteur nucléaire, en raison de la
possession ou de l’utilisation d’un appareil d’exposition.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-207
Obligations of Operators
31. (1) Every person who operates an exposure device shall
(a) use a radiation survey meter that
(i) is capable of measuring a dose rate of gamma radiation
from the sealed source of between 20 µSv and 100 mSv per
hour, and
(ii) indicates that the power level of its batteries is sufficient
for its operation;
(b) when an external sealed source assembly guide tube is being used, have immediately available the following items:
(i) material that can be used to attenuate, by a factor of at
least 100, the radiation from the sealed source,
(ii) tools that can sever from the exposure device the tube
and cable to which the sealed source assembly is attached,
and
(iii) tongs with a shaft at least 1.5 m long that can handle the
sealed source assembly;
(c) wear on the trunk of the body a dosimeter that
(i) has been issued by a licensed dosimetry service, and
(ii) has not been used by another person since its last reading;
(d) wear on the trunk of the body a dosimeter that
(i) has direct-reading display capability,
(ii) is of a type suitable for recording any dose of radiation
that the person is likely to receive as a result of the operation
of the exposure device, and
(iii) has been calibrated or had its calibration verified within
the 12-month period prior to wearing, to an accuracy within
20 per cent of the true dose of radiation;
(e) keep a record of the dose of radiation received by the person for each day the person operates the exposure device, as
indicated by the dosimeter referred to in paragraph (d);
(f) wear on the trunk of the body a dosimeter that
(i) is of a type suitable for recording any dose of radiation
that the person is likely to receive as a result of the operation
of the exposure device,
(ii) emits an audible warning signal when the radiation dose
rate reaches or exceeds 5 mSv per hour or when the total
dose of radiation reaches or exceeds 2 mSv, or emits an
audible warning signal that increases proportionally to the
radiation dose rate,
(iii) is designed to prevent an unintentional change in the radiation dose rate or total dose of radiation at which the dosimeter will emit an audible warning signal, and
(iv) has been calibrated or had its calibration verified within
the 12-month period prior to wearing, to an accuracy within
20 per cent of the true dose of radiation;
(g) examine the sealed source assembly coupling and guide
tube, the locking mechanism, the cranking device, the drive cable and the pneumatic pump of the exposure device immediately before operating the device to ensure that the device is
functioning within the manufacturer’s specifications;
(h) after each attempt to move the sealed source to the shielded
position inside the exposure device, use a radiation survey meter to determine that the sealed source is in the shielded position;
(i) limit the dose of radiation received by any person, other
than a nuclear energy worker, as a result of the possession or
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Obligations de l’opérateur
31. (1) L’opérateur d’un appareil d’exposition :
a) se sert d’un radiamètre :
(i) capable de mesurer le débit de dose de rayonnement
gamma qui est émis par la source scellée entre 20 µSv et
100 mSv par heure,
(ii) indiquant que la charge de ses piles est suffisante pour
son fonctionnement;
b) dans le cas où un tube de guidage d’assemblage d’une
source scellée externe est employé, garde à sa portée les articles suivants :
(i) du matériel permettant d’atténuer d’au moins 100 fois le
rayonnement émis par la source scellée,
(ii) des outils permettant de séparer de l’appareil
d’exposition le tube et le câble auxquels l’assemblage de la
source scellée est attaché,
(iii) des pinces munies d’une poignée d’au moins 1,5 m de
longueur permettant de manipuler l’assemblage de la source
scellée;
c) porte sur le torse un dosimètre qui :
(i) est fourni par un service de dosimétrie autorisé,
(ii) n’a pas été utilisé par une autre personne depuis sa dernière lecture;
d) porte sur le torse un dosimètre qui :
(i) est à lecture directe,
(ii) est d’un type convenant à l’enregistrement des doses de
rayonnement qu’il peut vraisemblablement recevoir suite au
fonctionnement de l’appareil d’exposition,
(iii) a été étalonné ou dont l’étalonnage a été vérifié dans les
douze mois précédant son port, et dont l’exactitude de lecture varie d’au plus 20 ÿ de la dose véritable de rayonnement;
e) tient un document où il consigne la dose de rayonnement,
indiquée par le dosimètre prévu à l’alinéa d), qu’il reçoit chaque jour où il fait fonctionner l’appareil d’exposition;
f) porte sur le torse un dosimètre qui :
(i) est d’un type convenant à l’enregistrement des doses de
rayonnement qu’il peut vraisemblablement recevoir suite au
fonctionnement de l’appareil d’exposition,
(ii) émet un signal sonore lorsque le débit de dose de rayonnement atteint ou dépasse 5 mSv par heure ou que la dose
totale de rayonnement atteint ou dépasse 2 mSv, ou qui émet
un signal sonore dont l’intensité augmente proportionnellement au débit de la dose,
(iii) est conçu pour empêcher tout changement accidentel du
débit de dose ou de la dose totale de rayonnement auquel il
émet un signal sonore,
(iv) a été étalonné ou dont l’étalonnage a été vérifié dans les
douze mois précédant son port, et dont l’exactitude de lecture varie d’au plus 20 ÿ de la dose véritable de rayonnement;
g) immédiatement avant de faire fonctionner l’appareil
d’exposition, examine la fixation d’assemblage et le tube de
guidage de la source scellée, le mécanisme de verrouillage, le
mécanisme à manivelle, le câble de commande et la pompe
pneumatique de l’appareil d’exposition pour établir que
l’appareil fonctionne selon les spécifications du fabricant;
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use of the exposure device to 0.1 mSv per week and 0.5 mSv
per year;
(j) place persons or erect barriers to prevent entry into any area
within which the radiation dose rate is greater than 0.1 mSv per
hour as a result of the possession or use of the exposure device;
(k) post a sufficient number of durable and legible signs that
bear the radiation warning symbol set out in Schedule 3 to the
Radiation Protection Regulations and the words “RAYONNEMENT — DANGER — RADIATION”, to prevent entry
into any area within which the radiation dose rate is greater
than 0.1 mSv per hour as a result of the possession or use of the
exposure device;
(l) lock the exposure device when it is not being operated; and
(m) where the person becomes aware of any of the following
situations, immediately report to the licensee the location and
circumstances of the situation and any action that the person
has taken or proposes to take with respect to it:
(i) the exposure device or the sealed source assembly is lost,
stolen or damaged to an extent that could impair its normal
use,
(ii) the exposure device has a radiation dose rate of more
than 2 mSv per hour on any part of its surface when the
sealed source is in the shielded position,
(iii) the sealed source assembly is separated from the exposure device when the latter is not being serviced, or
(iv) a failure to return the sealed source assembly to the
shielded position inside the exposure device.
(2) Every person who has been provided with a dosimeter referred to in paragraph 30(3)(c) by a licensee shall return the dosimeter to the licensee at the end of the 15-day period beginning
on the first day that the person wore the dosimeter.
(3) Every person who keeps a record referred to in paragraph (1)(e) shall submit the record to the licensee at the end of
each 15-day period, the first of which begins on the first day that
the person operated the exposure device.
(4) No person shall operate an exposure device that
(a) does not appear to be functioning normally; or
(b) has a radiation dose rate of more than 2 mSv per hour on
any part of its surface.
Appointment of Supervisors of Trainees
32. (1) A licensee may appoint a certified exposure device operator to supervise a trainee in the operation of an exposure device, if
(a) the certified exposure device operator has the qualifications,
training and experience necessary to supervise a trainee in the
safe operation of the exposure device;
h) après chaque tentative faite pour mettre la source scellée en
position blindée à l’intérieur de l’appareil d’exposition, vérifie
au moyen d’un radiamètre si la source est bien dans cette position;
i) limite à 0,1 mSv par semaine et à 0,5 mSv par année la dose
de rayonnement que reçoit toute personne, autre qu’un travailleur du secteur nucléaire, en raison de la possession ou de
l’utilisation de l’appareil d’exposition;
j) place des personnes ou érige des barrières pour interdire
l’accès à toute zone où le débit de dose de rayonnement est supérieur à 0,1 mSv par heure en raison de la possession ou de
l’utilisation de l’appareil d’exposition;
k) pose un nombre suffisant de panneaux durables et lisibles
sur lesquels figurent le symbole de mise en garde contre les
rayonnements figurant à l’annexe 3 du Règlement sur la radioprotection et la mention « RAYONNEMENT ÿ DANGER ÿ
RADIATION » pour interdire l’accès à toute zone où le débit
de dose de rayonnement est supérieur à 0,1 mSv par heure en
raison de la possession ou de l’utilisation de l’appareil
d’exposition;
l) verrouille l’appareil d’exposition lorsque personne ne le fait
fonctionner;
m) lorsqu’il prend connaissance de l’un des faits suivants, avise
immédiatement le titulaire de permis de l’endroit où s’est produit le fait et des circonstances l’entourant ainsi que des mesures qu’il a prises ou entend prendre à cet égard :
(i) l’appareil d’exposition ou l’assemblage de la source
scellée est perdu, volé ou endommagé au point de ne plus
pouvoir être utilisé normalement,
(ii) une partie quelconque de la surface de l’appareil
d’exposition émet un débit de dose de rayonnement supérieur à 2 mSv par heure lorsque la source scellée est en position blindée,
(iii) l’assemblage de la source scellée est séparé de l’appareil
d’exposition alors que l’appareil ne fait pas l’objet d’un entretien,
(iv) l’assemblage de la source scellée ne revient pas à la position blindée à l’intérieur de l’appareil d’exposition.
(2) La personne à qui le titulaire de permis a fourni le dosimètre visé à l’alinéa 30(3)c) le lui remet à la fin de la période de
quinze jours débutant le jour où elle a commencé à le porter.
(3) La personne qui tient le document prévu à l’alinéa (1)e) le
remet au titulaire de permis à la fin de chacune des périodes de
quinze jours, dont la première débute le jour où elle a commencé
à faire fonctionner l’appareil d’exposition.
(4) Il est interdit de faire fonctionner un appareil d’exposition
qui :
a) semble mal fonctionner;
b) émet un débit de dose de rayonnement supérieur à 2 mSv par
heure sur toute partie de sa surface.
Nomination des surveillants de stagiaires
32. (1) Le titulaire de permis peut nommer un opérateur
d’appareil d’exposition accrédité pour surveiller un stagiaire faisant fonctionner un appareil d’exposition si les conditions suivantes sont réunies :
a) l’opérateur possède les qualifications, la formation et
l’expérience voulues pour veiller à ce que le stagiaire fasse
fonctionner l’appareil en toute sécurité;
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(b) the licensee requests the certified exposure device operator,
in accordance with subsection (2), to accept the appointment;
and
(c) the certified exposure device operator accepts the appointment in writing.
(2) A request referred to in paragraph (1)(b) shall be made in
writing and shall
(a) state the name of the trainee;
(b) state the name and model number of the exposure device;
(c) direct the attention of the certified exposure device operator
to this section and to section 33; and
(d) include a copy of the licence to use the exposure device.
Obligations of Supervisors of Trainees
33. (1) No certified exposure device operator who is supervising a trainee in the operation of an exposure device shall permit
the trainee to operate the device unless the trainee has sufficient
knowledge to safely operate it.
(2) Every certified exposure device operator who is supervising
a trainee in the operation of an exposure device shall directly supervise and continuously observe the trainee while the trainee is
operating the device.
Replacement of Sealed Source
b) le titulaire de permis demande conformément au paragraphe (2) à l’opérateur d’accepter la nomination;
c) l’opérateur accepte par écrit la nomination.
(2) La demande prévue à l’alinéa (1)b) est faite par écrit et
comprend les renseignements et les documents suivants :
a) le nom du stagiaire;
b) le nom et le numéro de modèle de l’appareil d’exposition;
c) des instructions à l’attention de l’opérateur sur les exigences
du présent article et de l’article 33;
d) une copie du permis pour utiliser l’appareil d’exposition.
Obligations des surveillants de stagiaires
33. (1) Il est interdit à l’opérateur d’appareil d’exposition accrédité qui surveille un stagiaire pendant le fonctionnement d’un
appareil d’exposition de lui permettre de le faire fonctionner s’il
ne possède pas les connaissances voulues pour le faire fonctionner en toute sécurité.
(2) La surveillance exercée par l’opérateur à l’égard d’un stagiaire qui fait fonctionner un appareil d’exposition est directe et
continue.
Remplacement des sources scellées
34. (1) Every person who removes a sealed source from or inserts a sealed source into an exposure device shall possess a written authorization to do so, signed by the licensee who possesses,
uses, produces or services the exposure device.
(2) Immediately after a person removes a sealed source from or
inserts a sealed source into an exposure device, the person shall
measure
(a) the radiation dose rate on each accessible surface of the exposure device; and
(b) the dose of radiation received by persons who were exposed
to radiation during the removal or insertion, using a dosimeter
referred to in paragraph 30(3)(d).
(3) Every person who removes a sealed source from or inserts a
sealed source into an exposure device shall record the radiation
dose rates and doses of radiation referred to in subsection (2) and
report them to the licensee who possesses or uses the exposure
device.
(3) La personne qui enlève ou insère une source scellée d’un
appareil d’exposition enregistre le débit de dose de rayonnement
et la dose de rayonnement mentionnés au paragraphe (2) et les
signale au titulaire de permis qui a en sa possession ou utilise
l’appareil.
TRACER STUDIES
ÉTUDES PAR TRACEURS
35. (1) Every licensee who uses more than 2 GBq of a nuclear
substance that is not a sealed source for the purpose of conducting
a tracer or subsurface tracer study shall notify the Commission
before conducting the study.
(2) Every licensee shall, within 60 days after using a nuclear
substance referred to in subsection (1) for the purpose of conducting a tracer or subsurface tracer study, file with the Commission a report that includes
(a) the date and location of the study;
(b) the name, quantity in becquerels and form of the nuclear
substance used in the study;
(c) the name of the person for whom the study was conducted;
(d) the names of all workers who handled the nuclear substance
and the dosimeter readings and bioassay results for those
workers;
35. (1) Le titulaire de permis qui utilise plus de 2 GBq d’une
substance nucléaire qui n’est pas une source scellée pour effectuer
une étude par traceur, ou de traceur souterrain, en avise auparavant la Commission.
(2) Le titulaire de permis dépose auprès de la Commission,
dans les soixante jours suivant l’utilisation de la substance nucléaire mentionnée au paragraphe (1) pour une étude par traceur,
ou de traceur souterrain un rapport comprenant les renseignements suivants :
a) la date et l’emplacement de l’étude;
b) le nom, la forme et la quantité en becquerels de la substance
nucléaire utilisée dans l’étude;
c) le nom de la personne pour laquelle l’étude a été effectuée;
d) les noms de tous les travailleurs qui ont manipulé la substance nucléaire, les lectures des dosimètres portés par les travailleurs et les résultats des essais biologiques qu’ils ont subis;
1232
34. (1) La personne qui enlève ou insère une source scellée
d’un appareil d’exposition possède l’autorisation écrite de le faire,
signée par le titulaire de permis qui a en sa possession, utilise,
produit ou entretient l’appareil.
(2) Immédiatement après avoir enlevé ou inséré la source scellée de l’appareil d’exposition, la personne mesure :
a) le débit de dose de rayonnement sur chaque surface accessible de l’appareil;
b) la dose de rayonnement reçue par les personnes qui ont été
exposées au rayonnement pendant l’enlèvement ou l’insertion,
à l’aide du dosimètre visé à l’alinéa 30(3)d).
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(e) a description of any unusual occurrence;
(f) a description of the disposition of any unused nuclear substance; and
(g) the specific activity of the nuclear substance upon entering
and leaving the system studied and a description of the disposition of the nuclear substance.
e) une description de tout fait inhabituel;
f) une description de ce qui est advenu de toute substance nucléaire inutilisée;
g) l’activité spécifique de la substance nucléaire à l’entrée et à
la sortie du système visé par l’étude, et une description de ce
qui est advenu de la substance.
RECORDS TO BE KEPT AND RETAINED
DOCUMENTS À TENIR ET À CONSERVER
Nuclear Substances
Substances nucléaires
(2) Every licensee shall retain a record referred to in paragraph (1)(d) for the period ending three years after the termination of employment of the worker.
(3) Every person who is required to keep a record referred to in
paragraph (1)(e) shall retain the record for the period ending three
years after the expiry date of the last licence that was issued to the
person in respect of the nuclear substance.
36. (1) Le titulaire de permis tient les documents suivants :
a) un document où il consigne, à l’égard de toute substance nucléaire qu’il a en sa possession et qui est visée par le permis,
les renseignements suivants :
(i) le nom, la quantité, la forme et l’emplacement,
(ii) s’il s’agit d’une source scellée, le modèle et le numéro de
série de celle-ci,
(iii) si elle est contenue dans un appareil à rayonnement, le
modèle et le numéro de série de celui-ci,
(iv) la quantité utilisée,
(v) la façon dont elle a été utilisée;
b) un relevé du nom de chaque travailleur qui utilise ou manipule une substance nucléaire;
c) un document sur chaque transfert, réception, stockage permanent, évacuation ou abandon d’une substance nucléaire, y
compris :
(i) la date du transfert, de la réception, du stockage permanent de l’évacuation ou de l’abandon,
(ii) le nom et l’adresse du fournisseur ou du destinataire,
(iii) le numéro du permis du destinataire,
(iv) le nom, la quantité et la forme de la substance nucléaire
ayant fait l’objet du transfert, de la réception, du stockage
permanent de l’évacuation ou de l’abandon,
(v) si la substance est une source scellée, le modèle et le numéro de série de la source,
(vi) si la substance est contenue dans un appareil à rayonnement, le modèle et le numéro de série de l’appareil;
d) un document sur la formation reçue par chaque travailleur;
e) un document sur chaque inspection, relevé, épreuve ou entretien qu’il effectue conformément à la Loi, à ses règlements
ou au permis.
(2) Le titulaire de permis conserve le document prévu à l’alinéa (1)d) pendant les trois ans suivant la date de fin d’emploi du
travailleur.
(3) La personne qui est tenue de tenir le document prévu à
l’alinéa (1)e) le conserve pendant les trois ans suivant la date
d’expiration du plus récent permis qui lui a été délivré à l’égard
de la substance nucléaire.
Exposure Devices
Appareils d’exposition
37. Every licensee who possesses an exposure device shall
keep a record of the following information in respect of the device:
(a) the name of the manufacturer, the model number and the
serial number of the exposure device;
(b) the quantity in becquerels of any nuclear substance contained in the exposure device;
37. Le titulaire de permis tient un document où il consigne, à
l’égard de tout appareil d’exposition qu’il a en sa possession, les
renseignements suivants :
a) le nom du fabricant, le numéro de modèle et le numéro de
série;
b) la quantité en becquerels de toute substance nucléaire qu’il
contient;
c) les dates et les endroits où on l’a fait fonctionner;
36. (1) Every licensee shall keep the following records:
(a) a record of the following information in respect of any nuclear substance in the licensee’s possession that is referred to in
the licence:
(i) the name, quantity, form and location of the nuclear substance,
(ii) where the nuclear substance is a sealed source, the model
and serial number of the source,
(iii) where the nuclear substance is contained in a radiation
device, the model and serial number of the device,
(iv) the quantity of the nuclear substance used, and
(v) the manner in which the nuclear substance was used;
(b) a record of the name of each worker who uses or handles a
nuclear substance;
(c) a record of any transfer, receipt, disposal or abandonment of
a nuclear substance, including
(i) the date of the transfer, receipt, disposal or abandonment,
(ii) the name and address of the supplier or the recipient,
(iii) the number of the licence of the recipient,
(iv) the name, quantity and form of the nuclear substance
transferred, received, disposed of or abandoned,
(v) where the nuclear substance is a sealed source, the model
and serial number of the source, and
(vi) where the nuclear substance is contained in a radiation
device, the model and serial number of the device;
(d) a record of the training received by each worker; and
(e) a record of every inspection, measurement, test or servicing
performed by the licensee in accordance with the Act, the
regulations made under the Act or the licence.
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(c) the dates on which and the locations where the exposure
device is operated;
(d) the date of acquisition and, where applicable, the date of
disposal of the exposure device and any sealed source assembly;
(e) the names of all persons whom the licensee has authorized
to possess or use the exposure device or any sealed source assembly;
(f) all written authorizations provided by the licensee in accordance with subsection 30(5);
(g) all requests made by the licensee in accordance with paragraph 32(1)(b) and all appointments accepted in response to
those requests;
(h) every inspection, measurement, test, servicing or calibration
performed in accordance with these Regulations; and
(i) the measurements submitted to the licensee in accordance
with these Regulations by a person who has operated the exposure device.
d) la date d’acquisition et, le cas échéant, la date de stockage
permanent ou d’évacuation de l’appareil et de l’assemblage de
toute source scellée;
e) les noms de toutes les personnes que le titulaire de permis a
autorisées à avoir en leur possession ou à utiliser l’appareil ou
tout assemblage de source scellée;
f) toutes les autorisations écrites qu’il a fournies conformément
au paragraphe 30(5);
g) toutes les demandes qu’il a faites conformément à l’alinéa 32(1)b) et toutes les nominations acceptées en réponse à
ces demandes;
h) chaque inspection, relevé, épreuve, entretien ou étalonnage
effectué conformément au présent règlement;
i) les relevés que lui soumet conformément au présent règlement la personne qui a fait fonctionner l’appareil.
REPORTS TO BE MADE BY LICENSEES
RAPPORTS À FOURNIR PAR LE TITULAIRE DE PERMIS
38. (1) Every licensee who possesses an exposure device and
who becomes aware of any of the following situations shall immediately make a preliminary report to the Commission of the
location and circumstances of the situation and of any action that
the licensee has taken or proposes to take with respect to it:
(a) the exposure device or the sealed source assembly is lost,
stolen or damaged to an extent that could impair its normal use;
(b) the exposure device has a radiation dose rate of more than
2 mSv per hour on any part of its surface when the sealed
source is in the shielded position;
(c) the sealed source assembly is separated from the exposure
device when the latter is not being serviced; or
(d) a failure to return the sealed source assembly to the shielded
position inside the exposure device.
(2) Every licensee who becomes aware of a situation referred
to in subsection (1) shall file a full report of the situation with the
Commission within 21 days after becoming aware of it, unless
some other period is specified in the licence, and the report shall
contain the following information:
(a) a description of the equipment problem;
(b) the probable cause of the situation;
(c) the name of the manufacturer, the device number and the
serial number of the equipment involved;
(d) the date and time when and the location where the situation
occurred and the date and time of becoming aware of it;
(e) the actions that the licensee has taken to re-establish normal
operations;
(f) the actions that the licensee has taken or proposes to take to
prevent a recurrence; and
(g) the qualifications of the workers, including any trainee, who
were involved.
38. (1) Le titulaire de permis qui a en sa possession un appareil
d’exposition et qui prend connaissance de l’un des faits suivants
signale immédiatement à la Commission l’endroit où s’est produit
le fait et les circonstances l’entourant ainsi que les mesures qu’il a
prises ou entend prendre à cet égard :
a) l’appareil ou l’assemblage de la source scellée est perdu,
volé ou endommagé au point de ne plus pouvoir être utilisé
normalement;
b) l’appareil émet un débit de dose de rayonnement supérieur à
2 mSv par heure sur toute partie de sa surface lorsque la source
scellée est en position blindée;
c) l’assemblage de la source scellée est séparé de l’appareil
alors que celui-ci ne fait pas l’objet d’un entretien;
d) l’assemblage de la source scellée ne revient pas à la position
blindée à l’intérieur de l’appareil.
(2) Le titulaire de permis qui prend connaissance d’un fait
mentionné au paragraphe (1) dépose un rapport complet à cet
égard auprès de la Commission dans les vingt et un jours suivant
la date où il en a pris connaissance, sauf si une autre période est
prévue au permis, qui comprend les renseignements suivants :
a) une description du problème concernant l’équipement;
b) la cause probable du fait;
c) le nom du fabricant, le numéro d’appareil et le numéro de série de l’équipement en cause;
d) la date, l’heure et le lieu de la survenance du fait, ainsi que
la date et l’heure de découverte du fait;
e) les mesures qu’il a prises pour que les opérations reviennent
à la normale;
f) les mesures qu’il a prises ou entend prendre pour éviter que
le fait se reproduise;
g) les qualifications des travailleurs en cause, y compris les
stagiaires.
COMING INTO FORCE
ENTRÉE EN VIGUEUR
39. These Regulations come into force on the day on which
they approved by the Governor in Council.
39. Le présent règlement entre en vigueur à la date de son
agrément par le gouverneur en conseil.
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SCHEDULE
(Section 1)
ANNEXE
(article 1)
EXEMPTION QUANTITIES
QUANTITÉS D’EXEMPTION
Column 1
Column 2
Colonne 1
Colonne 2
Radioactive Nuclear Substance
Americium 241
Americium 243
Antimony 124
Antimony 125
Arsenic 73
Arsenic 74
Arsenic 76
Barium 131
Barium 133
Barium 140
Beryllium 7
Bismuth 206
Bismuth 207
Bismuth 210
Bromine 82
Cadmium 107
Cadmium 109
Cadmium 113 m
Cadmium 115
Cadmium 115 m
Calcium 45
Calcium 47
Carbon 11
Carbon 14
Cerium 139
Cerium 141
Cerium 144
Cesium 134
Cesium 134 m
Cesium 137
Chlorine 36
Chlorine 38
Chromium 49
Chromium 51
Cobalt 56
Cobalt 57
Cobalt 58
Cobalt 58 m
Cobalt 60
Copper 60
Copper 64
Copper 67
Dysprosium 159
Erbium 169
Erbium 171
Fluorine 18
Gadolinium 153
Gallium 67
Gallium 68
Germanium 68
Gold 195
Gold 198
Hydrogen 3
Indium 111
Quantity (in Bq)
1 x 103
1 x 103
1 x 104
1 x 105
1 x 105
1 x 104
1 x 104
1 x 105
1 x 105
1 x 104
1 x 106
1 x 105
1 x 105
1 x 104
1 x 105
1 x 107
1 x 106
1 x 104
1 x 104
1 x 104
1 x 106
1 x 104
1 x 105
1 x 108
1 x 106
1 x 106
1 x 105
1 x 105
1 x 107
1 x 104
1 x 104
1 x 104
1 x 105
1 x 106
1 x 105
1 x 105
1 x 105
1 x 107
1 x 105
1 x 105
1 x 105
1 x 105
1 x 106
1 x 106
1 x 104
1 x 104
1 x 104
1 x 106
1 x 104
1 x 104
1 x 105
1 x 104
1 x 109
1 x 105
Substance nucléaire radioactive
Américium 241
Américium 243
Antimoine 124
Antimoine 125
Arsenic 73
Arsenic 74
Arsenic 76
Azote 13
Baryum 131
Baryum 133
Baryum 140
Béryllium 7
Bismuth 206
Bismuth 207
Bismuth 210
Brome 82
Cadmium 107
Cadmium 109
Cadmium 113 m
Cadmium 115
Cadmium 115 m
Calcium 45
Calcium 47
Carbone 11
Carbone 14
Cérium 139
Cérium 141
Cérium 144
Césium 134
Césium 134 m
Césium 137
Chlore 36
Chlore 38
Chrome 49
Chrome 51
Cobalt 56
Cobalt 57
Cobalt 58
Cobalt 58 m
Cobalt 60
Cuivre 60
Cuivre 64
Cuivre 67
Dysprosium 159
Erbium 169
Erbium 171
Étain 113
Fer 52
Fer 55
Fer 59
Fluor 18
Gadolinium 153
Gallium 67
Gallium 68
Quantité (en Bq)
1 x 103
1 x 103
1 x 104
1 x 105
1 x 105
1 x 104
1 x 104
1 x 105
1 x 105
1 x 105
1 x 104
1 x 106
1 x 105
1 x 105
1 x 104
1 x 105
1 x 107
1 x 106
1 x 104
1 x 104
1 x 104
1 x 106
1 x 104
1 x 105
1 x 108
1 x 106
1 x 106
1 x 105
1 x 105
1 x 107
1 x 104
1 x 104
1 x 104
1 x 105
1 x 106
1 x 105
1 x 105
1 x 105
1 x 107
1 x 105
1 x 105
1 x 105
1 x 105
1 x 106
1 x 106
1 x 104
1 x 105
1 x 104
1 x 106
1 x 105
1 x 104
1 x 104
1 x 106
1 x 104
1235
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Column 1
SCHEDULE—Continued
ANNEXE (suite)
EXEMPTION QUANTITIES—Continued
QUANTITÉS D’EXEMPTION (suite)
Column 2
Radioactive Nuclear Substance
Quantity (in Bq)
Indium 113 m
1 x 105
Indium 115
1 x 105
Iodine 123
1 x 107
Iodine 125
1 x 106
Iodine 129
1 x 106
Iodine 131
1 x 104
Iridium 192
1 x 104
Iron 52
1 x 104
Iron 55
1 x 106
Iron 59
1 x 105
Krypton 77
1 x 1010
Krypton 85
1 x 1011
Krypton 87
1 x 1010
Lead 210
1 x 104
Magnesium 28
1 x 104
Manganese 52
1 x 105
Manganese 54
1 x 105
Mercury 203
1 x 105
Molybdenum 99
1 x 104
Nickel 59
1 x 108
Nickel 63
1 x 107
Nickel 65
1 x 104
Niobium 95
1 x 105
Nitrogen 13
1 x 105
Oxygen 15
1 x 106
Phosphorous 32
1 x 104
Phosphorous 33
1 x 106
Polonium 210
1 x 104
Potassium 42
1 x 104
Promethium 147
1 x 107
Radium 226
1 x 104
Rubidium 86
1 x 104
Samarium 153
1 x 104
Scandium 46
1 x 105
Scandium 47
1 x 105
Selenium 75
1 x 105
Selenium 79
1 x 107
Sodium 22
1 x 104
Sodium 24
1 x 104
Strontium 85
1 x 105
Strontium 87 m
1 x 105
Strontium 89
1 x 104
Strontium 90
1 x 104
Sulphur 35
1 x 108
Technetium 99
1 x 106
Technetium 99 m
1 x 107
Thallium 201
1 x 106
Thallium 204
1 x 104
Thorium 232
1 x 102
Tin 113
1 x 105
Uranium (natural) in dispersable form
1 x 104
Uranium (natural) in non-dispersable form 1 x 107
Xenon 123
1 x 1011
Xenon 129 m
1 x 1011
1236
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-207
Colonne 1
Colonne 2
Substance nucléaire radioactive
Quantité (en Bq)
Germanium 68
1 x 104
Hydrogène 3
1 x 109
Indium 111
1 x 105
Indium 113 m
1 x 105
Indium 115
1 x 105
Iode 123
1 x 107
Iode 125
1 x 106
Iode 129
1 x 106
Iode 131
1 x 104
Iridium 192
1 x 104
Krypton 77
1 x 1010
Krypton 85
1 x 1011
Krypton 87
1 x 1010
Magnésium 28
1 x 104
Manganèse 52
1 x 105
Manganèse 54
1 x 105
Mercure 203
1 x 105
Molybdène 99
1 x 104
Nickel 59
1 x 108
Nickel 63
1 x 107
Nickel 65
1 x 104
Niobium 95
1 x 105
Or 195
1 x 105
Or 198
1 x 104
Oxygène 15
1 x 106
Phosphore 32
1 x 104
Phosphore 33
1 x 106
Plomb 210
1 x 104
Polonium 210
1 x 104
Potassium 42
1 x 104
Prométhium 147
1 x 107
Radium 226
1 x 104
Rubidium 86
1 x 104
Samarium 153
1 x 104
Scandium 46
1 x 105
Scandium 47
1 x 105
Sélénium 75
1 x 105
Sélénium 79
1 x 107
Sodium 22
1 x 104
Sodium 24
1 x 104
Soufre 35
1 x 108
Strontium 85
1 x 105
Strontium 87 m
1 x 105
Strontium 89
1 x 104
Strontium 90
1 x 104
Technétium 99
1 x 106
Technétium 99 m
1 x 107
Thallium 201
1 x 106
Thallium 204
1 x 104
Thorium 232
1 x 102
Uranium (naturel) sous forme de particules1 x 104
Uranium (naturel) sous forme de métal 1 x 107
Xénon 123
1 x 1011
Xénon 129 m
1 x 1011
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-207
SCHEDULE—Continued
ANNEXE (suite)
EXEMPTION QUANTITIES—Continued
QUANTITÉS D’EXEMPTION (suite)
Column 1
Column 2
Colonne 1
Colonne 2
Radioactive Nuclear Substance
Xenon 133
Xenon 135
Yttrium 90
Zinc 65
Zirconium 95
Quantity (in Bq)
1 x 1011
1 x 1010
1 x 104
1 x 106
1 x 105
Substance nucléaire radioactive
Xénon 133
Xénon 135
Yttrium 90
Zinc 65
Zirconium 95
Quantité (en Bq)
1 x 1011
1 x 1010
1 x 104
1 x 106
1 x 105
N.B. The Regulatory Impact Analysis Statement for these
Regulations appears at page 1142, following
SOR/2000-202.
Published by the Queen’s Printer for Canada, 2000
N.B. Le Résumé de l’étude d’impact de la réglementation de
ce règlement se trouve à la page 1142, suite au
DORS/2000-202.
Publié par l’Imprimeur de la Reine pour le Canada, 2000
1237
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-208
Registration
SOR/2000-208 31 May, 2000
Enregistrement
DORS/2000-208
NUCLEAR SAFETY AND CONTROL ACT
LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION
NUCLÉAIRES
Packaging and Transport of Nuclear Substances
Regulations
Règlement sur l’emballage et le transport des
substances nucléaires
P.C. 2000-788 31 May, 2000
C.P. 2000-788 31 mai 2000
Her Excellency the Governor General in Council, on the recommendation of the Minister of Natural Resources, pursuant to
section 44 of the Nuclear Safety and Control Acta, hereby approves the annexed Packaging and Transport of Nuclear Substances Regulations made by the Canadian Nuclear Safety Commission on May 31, 2000.
Sur recommandation du ministre des Ressources naturelles et
en vertu de l’article 44 de la Loi sur la sûreté et la réglementation
nucléairesa, Son Excellence la Gouverneure générale en conseil
agrée le Règlement sur l’emballage et le transport des substances
nucléaires, ci-après, pris le 31 mai 2000 par la Commission canadienne de sûreté nucléaire.
———
———
a
S.C. 1997, c. 9
1238
a
L.C. 1997, ch. 9
31 mai 2000
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-208
CANADIAN NUCLEAR SAFETY COMMISSION
COMMISSION CANADIENNE DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE
PACKAGING AND TRANSPORT OF
NUCLEAR SUBSTANCES REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR L’EMBALLAGE ET LE
TRANSPORT DES SUBSTANCES NUCLÉAIRES
Table of Contents
Table des matières
INTERPRETATION AND APPLICATION
1. Interpretation
2. Application
LICENCE APPLICATIONS
3. Licence to Transport Category I, II or III Nuclear
Material
4. Licence to Transport while in Transit
5. Licence to Package or Transport under Special
Arrangement
EXEMPTIONS FROM LICENCE REQUIREMENT
6.
Application for Certification
Refusal to Certify
Decertification
Opportunity To Be Heard
PACKAGES, SPECIAL FORM RADIOACTIVE
MATERIAL AND PACKAGING
11. Production of Packages
12. Production or Possession of Special Form
Radioactive Material
13. Quality Assurance Program for Packages and
Special Form Radioactive Material
14. Registration of Use of Packages
PACKAGING AND TRANSPORT OF RADIOACTIVE
MATERIAL
15.
16.
17.
18.
19.
20.
General Obligations
Packages for Transport
Transport Documents
Radiation Protection Program
Dangerous Occurrences
“Accidental Release” under the Transportation of
Dangerous Goods Act, 1992
21. Opening of Packages
22. Undeliverable Consignments
RECORDS TO BE KEPT AND RETAINED
23.
COMING INTO FORCE
24.
1. Définitions et interprétation
2. Champ d’application
DEMANDES DE PERMIS
3. Permis de transport des matières nucléaires de
catégorie I, II ou III
4. Permis de transport en transit
5. Permis d’emballage ou de transport en vertu d’un
arrangement spécial
EXEMPTIONS DE PERMIS
6.
CERTIFICATION OF PACKAGES AND SPECIAL
FORM RADIOACTIVE MATERIAL
7.
8.
9.
10.
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
HOMOLOGATION DES COLIS ET MATIÈRES
RADIOACTIVES SOUS FORME SPÉCIALE
7.
8.
9.
10.
Demande d’homologation
Refus d’homologuer
Annulation de l’homologation
Possibilité d’être entendu
COLIS, MATIÈRES RADIOACTIVES SOUS FORME
SPÉCIALE ET EMBALLAGES
11. Production des colis
12. Production ou possession des matières radioactives
sous forme spéciale
13. Programme d’assurance de la qualité pour les colis
et les matières radioactives sous forme spéciale
14. Inscription de l’usage des colis
EMBALLAGE ET TRANSPORT DES MATIÈRES
RADIOACTIVES
15.
16.
17.
18.
19.
20.
Obligations générales
Colis pour le transport
Documents de transport
Programme de radioprotection
Situations dangereuses
« Rejet accidentel » aux termes de la Loi de 1992 sur
le transport des marchandises dangereuses
21. Ouverture des colis
22. Envois non livrables
DOCUMENTS À TENIR ET À CONSERVER
23.
ENTRÉE EN VIGUEUR
24.
1239
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-208
PACKAGING AND TRANSPORT OF NUCLEAR
SUBSTANCES REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR L’EMBALLAGE ET LE TRANSPORT
DES SUBSTANCES NUCLÉAIRES
INTERPRETATION AND APPLICATION
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
Interpretation
Définitions et interprétation
1. (1) The definitions in this subsection apply in these Regulations.
“A1” and “A2” have the respective meanings assigned to those
terms by paragraphs 301 to 306 of the IAEA Regulations.
(A1 et A2)
“Act” means the Nuclear Safety and Control Act. (Loi)
“activity” means the number of nuclear transformations occurring
per unit of time, as measured in becquerels. (activité)
“carrier” has the meaning assigned to that term by the Transportation of Dangerous Goods Regulations. (transporteur)
“certificate” means a document issued by the Commission or by a
designated officer authorized under paragraph 37(2)(a) of the
Act, indicating that a package design or a design for special
form radioactive material is certified. (homologation)
“certified” means certified by the Commission under paragraph 21(1)(h) of the Act or by a designated officer authorized
under paragraph 37(2)(a) of the Act. (homologué)
“committed” has the meaning assigned to that term by subsection 1(1) of the Radiation Protection Regulations. (engagé)
“consignee” means a person to whom a consignment is being or is
intended to be transported. (destinataire)
“consignment” has the meaning assigned to that term by paragraph 119 of the IAEA Regulations. (envoi)
“consignor” has the meaning assigned to that term by the Transportation of Dangerous Goods Regulations. (expéditeur)
“containment system” has the meaning assigned to that term by
paragraph 121 of the IAEA Regulations. (enveloppe de confinement)
“contamination” has the meaning assigned to that term by paragraph 122 of the IAEA Regulations. (contamination)
“conveyance” has the meaning assigned to that term by paragraph 125 of the IAEA Regulations. (moyen de transport)
“depleted uranium” has the meaning assigned to that term by
paragraph 150 of the IAEA Regulations. (uranium appauvri)
“effective dose” has the meaning assigned to that term by subsection 1(1) of the Radiation Protection Regulations. (dose efficace)
“equivalent dose” has the meaning assigned to that term by subsection 1(1) of the Radiation Protection Regulations. (dose
équivalente)
“excepted package” means a package that conforms to paragraph 415 of the IAEA Regulations. (colis excepté)
“exclusive use” has the meaning assigned to that term by paragraph 128 of the IAEA Regulations. (utilisation exclusive)
“fissile material” has the meaning assigned to that term by paragraph 129 of the IAEA Regulations. (matière fissile)
“IAEA Regulations” means the Regulations for the Safe Transport
of Radioactive Material, 1985 edition (as amended 1990), being Safety Series No. 6 published by the International Atomic
Energy Agency, as modified for the purposes of these Regulations by subsections (2) and (3). (Règlement de l’AIEA)
1. (1) Les définitions qui suivent s’appliquent au présent règlement.
« A1 » et « A2 » S’entendent au sens des paragraphes 301 à 306
du Règlement de l’AIEA. (A1 and A2)
« activité » Nombre de transformations nucléaires, mesurées en
becquerels, se produisant par unité de temps. (activity)
« activité autorisée » L’une des activités visées aux alinéas 26a)
à c) de la Loi que le titulaire du permis est autorisé à exercer.
(licensed activity)
« activité spécifique » S’entend au sens du paragraphe 143 du
Règlement de l’AIEA. (specific activity)
« arrangement spécial » S’entend au sens du paragraphe 141 du
Règlement de l’AIEA. (special arrangement)
« Code maritime international des marchandises dangereuses »
Document de l’Organisation maritime internationale, compte
tenu de ses modifications successives. (International Maritime
Dangerous Goods Code)
« colis » Emballage avec son contenu radioactif, tel qu’il est présenté pour le transport. (package)
« colis CI-1 » Colis industriel du type 1, au sens du sousalinéa 134b)I) du Règlement de l’AIEA. (IP-1 package)
« colis CI-2 » Colis industriel du type 2, au sens du sousalinéa 134b)II) du Règlement de l’AIEA. (IP-2 package)
« colis CI-3 » Colis industriel du type 3, au sens du sousalinéa 134b)III) du Règlement de l’AIEA. (IP-3 package)
« colis du type A » S’entend au sens de l’alinéa 134c) du Règlement de l’AIEA. (Type A package)
« colis du type B » S’entend au sens de l’alinéa 134d) du Règlement de l’AIEA. (Type B package)
« colis excepté » Colis qui est conforme au paragraphe 415 du
Règlement de l’AIEA. (excepted package)
« contamination » S’entend au sens du paragraphe 122 du Règlement de l’AIEA. (contamination)
« destinataire » Personne à qui s’adresse un envoi. (consignee)
« dose efficace » S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection. (effective dose)
« dose équivalente » S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection. (equivalent dose)
« emballage » S’entend au sens du paragraphe 135 du Règlement
de l’AIEA. (packaging)
« engagé » S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur
la radioprotection. (committed)
« enveloppe de confinement » S’entend au sens du paragraphe 121 du Règlement de l’AIEA. (containment system)
« envoi » S’entend au sens du paragraphe 119 du Règlement de
l’AIEA. (consignment)
« expéditeur » S’entend au sens du Règlement sur le transport des
marchandises dangereuses. (consignor)
« homologation » Document délivré par la Commission ou par un
fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)a) de la
Loi qui atteste que le modèle de colis ou de matière radioactive
sous forme spéciale est homologué. (certificate)
1240
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-208
“International Maritime Dangerous Goods Code” means the
document of that name published by the International Maritime
Organization, as amended from time to time. (Code maritime
international des marchandises dangereuses)
“IP-1 package” means an industrial package Type 1, as defined in
paragraph 134(b)(I) of the IAEA Regulations. (colis CI-1)
“IP-2 package” means an industrial package Type 2, as defined in
paragraph 134(b)(II) of the IAEA Regulations. (colis CI-2)
“IP-3 package” means an industrial package Type 3, as defined in
paragraph 134(b)(III) of the IAEA Regulations. (colis CI-3)
“licensed activity” means an activity described in any of paragraphs 26(a) to (c) of the Act that a licence authorizes the licensee to carry on. (activité autorisée)
“LSA-I material” means
(a) ores containing naturally occurring radionuclides with a
uranium and thorium concentration not greater than two per
cent by mass;
(b) radioactive material for which the A2 value is unlimited,
other than fissile material and ores that are not described in
paragraph (a);
(c) unirradiated thorium or unirradiated natural or depleted
uranium concentrates; or
(d) mill tailings, contaminated earth, concrete, rubble, other
debris and activated materials in which the radioactive material is essentially uniformly distributed and the average specific activity does not exceed 10-6 A2/g. (matière FAS-I)
“LSA-II material” means
(a) less than 225 litres of water with a tritium concentration
not greater than 0.8 TBq/L; or
(b) material in which the activity is distributed throughout
and the estimated average specific activity does not exceed
10-4 A2/g for solids and gases, and 10-5 A2/g for liquids.
(matière FAS-II)
“LSA-III material” means material described in paragraph 131(c)
of the IAEA Regulations that conforms to paragraph 501 of
those Regulations. (matière FAS-III)
“natural uranium” has the meaning assigned to that term by paragraph 150 of the IAEA Regulations. (uranium naturel)
“package” means packaging with its radioactive contents, as presented for transport. (colis)
“packaging” has the meaning assigned to that term by paragraph 135 of the IAEA Regulations. (emballage)
“quality assurance program” means quality assurance, as defined
in paragraph 136 of the IAEA Regulations. (programme
d’assurance de la qualité)
“radioactive material” means a nuclear substance that is a material described in paragraph 139 of the IAEA Regulations.
(matière radioactive)
“radon progeny” has the meaning assigned to that term by subsection 1(1) of the Radiation Protection Regulations. (produits
de filiation du radon)
“registered user” means a person who has received confirmation
from the Commission that their use of a package has been registered under section 14. (usager inscrit)
“SCO-I” means a surface contaminated object, as defined in
paragraph 144(a) of the IAEA Regulations. (OCS-I)
“SCO-II” means a surface contaminated object, as defined in
paragraph 144(b) of the IAEA Regulations. (OCS-II)
« homologué » Homologué par la Commission en vertu de
l’alinéa 21(1)h) de la Loi ou par un fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi. (certified)
« Instructions techniques pour la sécurité du transport aérien des
marchandises dangereuses » Document Doc 9284-AN/905 de
l’Organisation de l’aviation civile internationale, compte tenu
de ses modifications successives. (Technical Instructions for
the Safe Transport of Dangerous Goods by Air)
« Loi » La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (Act)
« matière FAS-I » Selon le cas :
a) minerais contenant des radionucléides naturels dont la
concentration en uranium et en thorium est d’au plus 2 ÿ en
masse;
b) matières radioactives, autres que les matières fissiles et les
minerais non visés à l’alinéa a), pour lesquelles la valeur de
A2 n’est pas limitée;
c) concentrés de thorium non irradié ou d’uranium naturel ou
appauvri non irradié;
d) résidus miniers, terre contaminée, béton, gravas, autres
débris et matières activées dans lesquels les matières radioactives sont pour l’essentiel réparties uniformément et dont
l’activité spécifique moyenne ne dépasse pas 10-6 A2/g.
(LSA-I material)
« matière FAS-II » Selon le cas :
a) moins de 225 litres d’eau d’une teneur maximale en tritium de 0,8 TBq/L;
b) matières dans lesquelles l’activité est répartie dans
l’ensemble et dont l’activité spécifique moyenne estimée ne
dépasse pas 10-4 A2/g pour les solides et les gaz, et 10-5 A2/g
pour les liquides. (LSA-II material)
« matière FAS-III » Matière visée à l’alinéa 131c) du Règlement
de l’AIEA qui est conforme au paragraphe 501 de ce règlement.
(LSA-III material)
« matière fissile » S’entend au sens du paragraphe 129 du Règlement de l’AIEA. (fissile material)
« matière radioactive » Substance nucléaire qui est une matière
visée au paragraphe 139 du Règlement de l’AIEA. (radioactive
material)
« matière radioactive sous forme spéciale » S’entend au sens du
paragraphe 142 du Règlement de l’AIEA. (special form radioactive material)
« moyen de transport » S’entend au sens du paragraphe 125 du
Règlement de l’AIEA. (conveyance)
« OCS-I » Objet contaminé superficiellement, au sens de l’alinéa 144a) du Règlement de l’AIEA. (SCO-I)
« OCS-II » Objet contaminé superficiellement, au sens de l’alinéa 144b) du Règlement de l’AIEA. (SCO-II)
« produits de filiation du radon » S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection. (radon progeny)
« programme d’assurance de la qualité » Assurance de la qualité
au sens du paragraphe 136 du Règlement de l’AIEA. (quality
assurance program)
« Règlement de l’AIEA » Le Règlement de transport des matières
radioactives, no 6 de la Collection Sécurité de l’Agence internationale de l’énergie atomique, édition de 1985 (revue
en 1990), modifié pour l’application du présent règlement par
les paragraphes (2) et (3). (IAEA Regulations)
« thorium non irradié » S’entend au sens du paragraphe 148 du
Règlement de l’AIEA. (unirradiated thorium)
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-208
“special arrangement” has the meaning assigned to that term by
paragraph 141 of the IAEA Regulations. (arrangement spécial)
“special form radioactive material” has the meaning assigned to
that term by paragraph 142 of the IAEA Regulations. (matière
radioactive sous forme spéciale)
“specific activity” has the meaning assigned to that term by paragraph 143 of the IAEA Regulations. (activité spécifique)
“Technical Instructions for the Safe Transport of Dangerous
Goods by Air” means the document of that name, designated as
Doc 9284-AN/905, published by the International Civil Aviation Organization, as amended from time to time. (Instructions
techniques pour la sécurité du transport aérien des marchandises dangereuses)
“transit” means the process of being transported through Canada
after being imported into and before being exported from
Canada, in a situation where the place of initial loading and the
final destination are outside Canada. (transit)
“Type A package” has the meaning assigned to that term by paragraph 134(c) of the IAEA Regulations. (colis du type A)
“Type B package” has the meaning assigned to that term by paragraph 134(d) of the IAEA Regulations. (colis du type B)
“unirradiated thorium” has the meaning assigned to that term by
paragraph 148 of the IAEA Regulations. (thorium non irradié)
“unirradiated uranium” has the meaning assigned to that term by
paragraph 149 of the IAEA Regulations. (uranium non irradié)
(2) For the purposes of these Regulations,
(a) the definition “LSA-I” in paragraph 131(a) of the
IAEA Regulations is replaced by the definition “LSA-I material” in subsection (1);
(b) the definition “LSA-II” in paragraph 131(b) of the
IAEA Regulations is replaced by the definition “LSA-II material” in subsection (1);
(c) the definition “overpack” in paragraph 133 of the
IAEA Regulations is replaced by the following:
133. Overpack shall mean an enclosure, such as a box or bag,
which is used by a single consignor for a consignment of one
or more packages for the convenience of handling, stowing and
carrying the consignment as a handling unit.
(d) the A1 and A2 values for molybdenum 99 shown in Table I
of the IAEA Regulations are replaced by “0.8 (TBq) 20 (Ci) 0.8
(TBq) 20 (Ci)”;
(e) the industrial package types listed in the column headed
“Not under exclusive use” in Table V of the IAEA Regulations
are replaced by “IP-3”;
(f) the phrase “other than ores containing only naturally occurring radionuclides” in paragraph 425(a) of the IAEA Regulations is deleted;
(g) Figures 2, 3, 4 and 5 of the IAEA Regulations are replaced
by the corresponding figures illustrating the three labels and the
placard for substances of Class 7 specified in the Transportation of Dangerous Goods Regulations, as amended from time
to time;
(h) the reference to paragraph 609 in paragraph 611(a) of the
IAEA Regulations is replaced by paragraph 608; and
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« transit » Transport via le Canada après l’importation et avant
l’exportation, lorsque le point de chargement initial et la destination finale sont à l’étranger. (transit)
« transporteur » S’entend au sens du Règlement sur le transport
des marchandises dangereuses. (carrier)
« uranium appauvri » S’entend au sens du paragraphe 150 du
Règlement de l’AIEA. (depleted uranium)
« uranium naturel » S’entend au sens du paragraphe 150 du Règlement de l’AIEA. (natural uranium)
« uranium non irradié » S’entend au sens du paragraphe 149 du
Règlement de l’AIEA. (unirradiated uranium)
(2) Pour l’application du présent règlement :
a) la définition de « FAS-I » à l’alinéa 131a) du Règlement de
l’AIEA est remplacée par la définition de « matière FAS-I » au
paragraphe (1);
b) la définition de « FAS-II » à l’alinéa 131b) du Règlement de
l’AIEA est remplacée par la définition de « matière FAS-II » au
paragraphe (1);
c) la définition de « suremballage » au paragraphe 133 du Règlement de l’AIEA est remplacée par ce qui suit :
« usager inscrit » Personne à qui la Commission a confirmé que
l’usage qu’elle fait d’un colis est inscrit conformément à
l’article 14. (registered user)
« utilisation exclusive » S’entend au sens du paragraphe 128 du
Règlement de l’AIEA. (exclusive use)
133. Par suremballage, on entend un contenant, tel qu’une boîte
ou un sac, qu’un seul expéditeur utilise pour envoyer un colis
ou plus afin de faciliter la manutention, l’arrimage et
l’acheminement de l’envoi.
d) les valeurs de A1 et de A2 pour le molybdène 99 mentionné
au tableau I du Règlement de l’AIEA sont remplacées par
« 0,8 (TBq) 20 (Ci) 0,8 (TBq) 20 (Ci) »;
e) les types de colis industriel énumérés à la colonne « Utilisation non exclusive » du tableau V du Règlement de l’AIEA sont
remplacés par des « CI-3 »;
f) l’expression « autres que les minerais, qui ne contiennent que
des radionucléides naturels » à l’alinéa 425a) du Règlement de
l’AIEA est supprimée;
g) les figures 2, 3, 4 et 5 du Règlement de l’AIEA sont remplacées par les figures correspondantes qui illustrent les trois étiquettes et la plaque pour les substances de classe 7 du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses, compte
tenu de ses modifications successives;
h) le renvoi au paragraphe 609 à l’alinéa 611a) du Règlement
de l’AIEA est remplacé par un renvoi au paragraphe 608;
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-208
(i) where the English and French versions of the IAEA Regulations each prescribe the use of a word, either the word prescribed by the English version or the word prescribed by the
French version may be used.
(3) For the purposes of these Regulations, paragraph 523 of the
IAEA Regulations is replaced by the following:
523. A freight container may also be used as an IP-2 package
or an IP-3 package, provided that
(a) the contents are solid material and are secured so that the
integrity of the containment system is maintained during routine conditions of transport;
(b) the freight container satisfies the requirements specified in
para. 518; and
(c) the freight container conforms to the requirements prescribed in the International Organization for Standardization
document ISO 1496/1-1978, entitled Series 1 Freight Containers ÿ Specifications and Testing ÿ Part 1: General Cargo
Containers, excluding dimensions and ratings, and when it is
subjected to the tests prescribed in that document and the accelerations occurring during routine conditions of transport, it
prevents:
(i) loss or dispersal of the radioactive contents; and
(ii) loss of shielding that results in more than a 20ÿ increase
in the radiation level on any of its external surfaces.
(4) A package shall only qualify as an IP-2 or IP-3 package, a
Type A or Type B package, a package for fissile material, and a
radioactive material shall only qualify as a special form radioactive material or LSA-III material, if it has been demonstrated that
the package or material, as the case may be, meets the applicable
performance standards referred to in section V of the
IAEA Regulations in accordance with paragraphs 601, 602 and
614 to 617 of those Regulations.
Application
2. (1) Subject to subsection (2), these Regulations apply in respect of the packaging and transport of nuclear substances, including the design, production, use and maintenance of packaging
and packages and the preparation, consigning, handling, loading,
carriage, storage during transport, receipt at final destination and
unloading of packages.
(2) These Regulations, except for sections 3, 4, 5 and 6, do not
apply in respect of the packaging and transport of a nuclear substance
(a) having a specific activity of 70 kBq/kg or less;
(b) while it is being used in a person for medical purposes;
(c) that is contained in a sample of material taken for bioassay
purposes;
(d) by a licensee on private property for the purpose of the licensed activity, where access to the property is controlled;
(e) that is contained in human or animal tissue or a liquid scintillation medium, where the specific activity of the nuclear substance averaged over the mass of the material does not exceed
10-6 A2/kg;
(f) that is contained in a consignment of radiation devices, as
defined in the Nuclear Substances and Radiation Devices
Regulations, where no licence is required for each device under
sections 5 to 8 of those Regulations, the activity of the nuclear
substance in each device does not exceed 10-3 A2 and the consignment consists of not more than 10 such devices; or
i) là où les versions française et anglaise du Règlement de
l’AIEA prescrivent chacune l’usage d’un mot, le mot prescrit
par l’une ou l’autre version peut être utilisé.
(3) Pour l’application du présent règlement, le paragraphe 523
du Règlement de l’AIEA est remplacé par ce qui suit :
523. Le conteneur de transport peut être utilisé en tant que colis
CI-2 ou CI-3 si les conditions suivantes sont réunies :
a) le contenu est fait de matière solide et arrimé de façon à
maintenir l’intégrité de l’enveloppe de confinement dans des
conditions normales de transport;
b) le conteneur satisfait aux exigences du paragraphe 518;
c) le conteneur est conforme à la norme 1496/1-1978 de
l’Organisation internationale de normalisation, intitulée Conteneurs de la série 1 — Spécifications et essais — Partie 1 :
Conteneurs d’usage général pour marchandises diverses, sauf
en ce qui a trait aux dimensions et aux classements, et il empêche, lors des épreuves prévues dans cette norme et des accélérations dans des conditions normales de transport :
(i) toute fuite ou dispersion du contenu radioactif,
(ii) toute perte du blindage qui entraînerait une augmentation
de plus de 20 ÿ de l’intensité de rayonnement émanant de
toute surface externe du conteneur.
(4) Un colis n’est un colis CI-2 ou CI-3, un colis du type A
ou B ou un colis pour le transport d’une matière fissile et une
matière radioactive n’est une matière radioactive sous forme spéciale ou une matière FAS-III que s’il a été démontré que le colis
ou la matière, selon le cas, est conforme aux normes de performance applicables mentionnées au chapitre V du Règlement de
l’AIEA conformément aux paragraphes 601, 602 et 614 à 617 de
ce règlement.
Champ d’application
2. (1) Sous réserve du paragraphe (2), le présent règlement
s’applique à l’emballage et au transport des substances nucléaires,
y compris la conception, la production, l’utilisation et l’entretien
de l’emballage et des colis, ainsi qu’à la préparation, à l’envoi, à
la manutention, au chargement, à l’acheminement, au stockage en
cours de transport, à la réception au point de destination finale et
au déchargement des colis.
(2) À l’exception des articles 3, 4, 5 et 6, le présent règlement
ne s’applique pas à l’emballage et au transport d’une substance
nucléaire :
a) ayant une activité spécifique de 70 kBq/kg ou moins;
b) utilisée sur des personnes à des fins médicales;
c) servant d’échantillon pour les essais biologiques;
d) utilisée par le titulaire de permis dans le cadre de l’activité
autorisée sur une propriété privée dont l’accès est contrôlé;
e) contenue dans un tissu humain ou animal ou un milieu où
s’effectue la scintillation liquide, si l’activité spécifique
moyenne dans la masse de la matière ne dépasse pas
10-6 A2/kg;
f) contenue dans un envoi d’appareils de rayonnement, tel que
défini dans le Règlement sur les substances nucléaires et les
appareils à rayonnement, pour chacun desquels aucun permis
n’est exigé aux termes des articles 5 à 8 de ce règlement, si
l’activité de la substance dans chaque appareil ne dépasse pas
10-3 A2 et que l’envoi ne comporte pas plus de dix appareils;
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(g) that is an integral part of a conveyance and required for
transport purposes.
g) faisant partie intégrante d’un moyen de transport et nécessaire à des fins de transport.
LICENCE APPLICATIONS
DEMANDES DE PERMIS
Licence to Transport Category I, II
or III Nuclear Material
Permis de transport des matières
nucléaires de catégorie I, II ou III
3. An application for a licence to transport Category I, II or III
nuclear material, as defined in section 1 of the Nuclear Security
Regulations, other than a licence to transport while in transit or a
licence to transport under special arrangement, shall contain, in
addition to the information required by section 3 of the General
Nuclear Safety and Control Regulations, the information required
by section 5 of the Nuclear Security Regulations.
3. La demande de permis de transport d’une matière nucléaire
de catégorie I, II ou III au sens de l’article 1 du Règlement sur la
sécurité nucléaire, autre qu’un permis de transport en transit ou
un permis de transport en vertu d’un arrangement spécial, comprend, outre les renseignements exigés à l’article 3 du Règlement
sur la sûreté et la réglementation nucléaires, ceux exigés à
l’article 5 du Règlement sur la sécurité nucléaire.
Licence to Transport while in Transit
Permis de transport en transit
4. An application for a licence to transport a nuclear substance
while in transit shall contain the following information:
(a) the name, address and telephone number of the consignor;
(b) a description of the nuclear substance, including its quantity;
(c) the country of origin of the nuclear substance;
(d) the name and address of each consignee;
(e) the reason for selecting a route through Canada;
(f) the name of every carrier;
(g) the route and schedule;
(h) the dates, times and locations of arrival into and departure
from Canada;
(i) the date, time and location of any scheduled stop or transshipment in Canada;
(j) where the nuclear substance is required to be transported in
a package of a certified design or in a package that has been
approved as a Type B (U)-85 package by a foreign competent
authority in accordance with the applicable process specified in
the IAEA Regulations, the number of the certificate or approval
applicable to the package;
(k) the number of packages that are to be transported;
(l) the types of conveyance to be used during transit;
(m) where a vessel is to be used as a conveyance during transit,
the name of the vessel;
(n) where the nuclear substance is to be transported by sea, the
International Maritime Dangerous Goods Code schedule number for the nuclear substance;
(o) the United Nations number for the nuclear substance;
(p) the identification number of the emergency response assistance plan approved under section 7 of the Transportation of
Dangerous Goods Act, 1992 or a reference to the effect that
such a plan is not required by that Act, as the case may be; and
(q) where the nuclear substance is Category I, II or III nuclear
material, as defined in section 1 of the Nuclear Security Regulations, the information required by section 5 of those Regulations.
4. La demande de permis de transport d’une substance nucléaire en transit comprend les renseignements suivants :
a) les nom, adresse et numéro de téléphone de l’expéditeur;
b) une description de la substance, y compris la quantité;
c) le pays d’origine de la substance;
d) les nom et adresse de chaque destinataire;
e) la raison du choix d’un itinéraire passant par le Canada;
f) le nom de chaque transporteur;
g) l’itinéraire et le calendrier;
h) les date, heure et endroit de l’arrivée au Canada et du départ
du Canada;
i) les date, heure et endroit de tout arrêt ou transbordement prévu au Canada;
j) si la substance doit être transportée dans un colis d’un modèle homologué ou un colis qui a été approuvé comme colis du
type B (U)-85 par une autorité compétente à l’étranger conformément au processus applicable mentionné dans le Règlement
de l’AIEA, le numéro d’homologation ou d’approbation applicable;
k) le nombre de colis à transporter;
l) les moyens de transport qui seront utilisés durant le transit;
m) si un navire est utilisé durant le transit, le nom du navire;
n) en cas de transport maritime, le numéro de fiche de la substance dans le Code maritime international des marchandises
dangereuses;
o) le numéro ONU de la substance;
p) le numéro d’identification du plan d’intervention d’urgence
agréé en vertu de l’article 7 de la Loi de 1992 sur le transport
des marchandises dangereuses ou la mention qu’un tel plan
n’est pas exigé par cette loi, selon le cas;
q) si la substance est une matière nucléaire de catégorie I, II
ou III au sens de l’article 1 du Règlement sur la sécurité nucléaire, les renseignements exigés à l’article 5 de ce règlement.
Licence to Package or Transport
under Special Arrangement
Permis d’emballage ou de transport
en vertu d’un arrangement spécial
5. An application for a licence to package or transport a nuclear
substance under special arrangement shall contain, in addition to
the information required by section 3 of the General Nuclear
Safety and Control Regulations,
5. La demande de permis d’emballage ou de transport d’une
substance nucléaire en vertu d’un arrangement spécial comprend,
outre les renseignements exigés à l’article 3 du Règlement sur la
sûreté et la réglementation nucléaires :
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-208
(a) the information specified in paragraph 721 of the
IAEA Regulations; and
(b) where the nuclear substance is Category I, II or III nuclear
material, as defined in section 1 of the Nuclear Security Regulations, the information required by section 5 of those Regulations.
a) les renseignements mentionnés au paragraphe 721 du Règlement de l’AIEA;
b) si la substance est une matière nucléaire de catégorie I, II
ou III au sens de l’article 1 du Règlement sur la sécurité nucléaire, les renseignements exigés à l’article 5 de ce règlement.
EXEMPTIONS FROM LICENCE REQUIREMENT
EXEMPTIONS DE PERMIS
6. (1) A person may transport a nuclear substance without a licence to carry on that activity, except in the following cases:
(a) the nuclear substance is Category I, II or III nuclear material, as defined in section 1 of the Nuclear Security Regulations, and is transported outside an area in which the material is
required to be processed, used or stored by section 7 of those
Regulations;
(b) the nuclear substance is uranium hexafluoride and is transported while in transit;
(c) the nuclear substance is required to be transported in a
package of a certified design or in a package that has been approved as a Type B (U)-85 package by a foreign competent
authority in accordance with the applicable process specified in
the IAEA Regulations and is transported while in transit; or
(d) the nuclear substance is transported under special arrangement.
(2) A person may possess, transfer, import, export, use, abandon, produce or service a package or special form radioactive
material without a licence to carry on that activity.
6. (1) Une personne peut transporter une substance nucléaire
sans y être autorisée par un permis, sauf dans les cas suivants :
a) la substance est une matière nucléaire de catégorie I, II ou III
au sens de l’article 1 du Règlement sur la sécurité nucléaire et
est transportée à l’extérieur d’une zone dans laquelle elle doit
être traitée, utilisée ou stockée en application de l’article 7 de
ce règlement;
b) la substance est de l’hexafluorure d’uranium en transit;
c) la substance est transportée en transit et doit être transportée
dans un colis d’un modèle homologué ou un colis qui a été approuvé comme colis du type B (U)-85 par une autorité compétente à l’étranger conformément au processus applicable mentionné dans le Règlement de l’AIEA;
d) la substance est transportée en vertu d’un arrangement spécial.
(3) A person may package a nuclear substance without a licence to carry on that activity, except if the nuclear substance is
required to be transported under a special arrangement.
(4) For greater certainty, the exemptions established in subsections (1) to (3) relate only to the activities specified in those subsections and do not derogate from the licence requirement imposed by section 26 of the Act in relation to other activities.
(2) Toute personne peut, sans y être autorisée par permis, avoir
en sa possession, transférer, importer, exporter, utiliser, abandonner, produire ou entretenir un colis ou une matière radioactive
sous forme spéciale.
(3) Toute personne peut emballer une substance nucléaire sans
y être autorisée par un permis, sauf si la substance doit être transportée en vertu d’un arrangement spécial.
(4) Il demeure entendu que les exemptions prévues aux paragraphes (1) à (3) ne visent que les activités qui y sont spécifiées et
n’écartent pas l’obligation, prévue à l’article 26 de la Loi,
d’obtenir un permis pour exercer d’autres activités.
CERTIFICATION OF PACKAGES AND
SPECIAL FORM RADIOACTIVE MATERIAL
HOMOLOGATION DES COLIS ET MATIÈRES
RADIOACTIVES SOUS FORME SPÉCIALE
Application for Certification
Demande d’homologation
7. (1) The Commission or a designated officer authorized under
paragraph 37(2)(a) of the Act may certify a package design or a
design for special form radioactive material after receiving an
application that includes the following information:
(a) the information referred to in paragraphs 702, 705, 708
and 711 of the IAEA Regulations, as applicable;
(b) the number of any approval issued by a foreign competent
authority in accordance with the applicable process specified in
the IAEA Regulations;
(c) the quality assurance program that was followed in creating
the design and that will be followed during the production of
packages or material; and
(d) in respect of a package design,
(i) the recommended inspection and servicing program, and
(ii) instructions for packaging, transport, receiving, maintenance and unpackaging.
(2) An applicant shall give the Commission a reasonable opportunity to observe any test that the applicant conducts to
7. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi peut homologuer un modèle de
colis ou de matière radioactive sous forme spéciale sur réception
d’une demande qui comprend les renseignements suivants :
a) les renseignements applicables mentionnés aux paragraphes 702, 705, 708 et 711 du Règlement de l’AIEA;
b) le numéro d’approbation attribué par une autorité compétente à l’étranger conformément au processus applicable mentionné dans le Règlement de l’AIEA;
c) le programme d’assurance de la qualité ayant servi à créer le
modèle et utilisé durant la production du colis ou de la matière;
d) à l’égard du modèle de colis :
(i) le programme d’inspection et d’entretien recommandé,
(ii) les instructions pour l’emballage, le transport, la réception, l’entretien et le désemballage.
(2) Avant d’effectuer un essai pour démontrer que le modèle de
colis ou de matière radioactive sous forme spéciale est conforme
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demonstrate compliance of a package design or a design for special form radioactive material with these Regulations, including
reasonable notice of the date and time of the test.
au présent règlement, le demandeur avise la Commission des date
et heure de l’essai pour lui donner la possibilité de l’observer.
Refusal to Certify
Refus d’homologuer
8. (1) The Commission or a designated officer authorized under
paragraph 37(2)(a) of the Act shall notify a person who has applied for the certification of a package design or a design for special form radioactive material of a proposed decision not to certify the design, as well as the basis for the proposed decision, at
least 30 days before refusing to certify it.
(2) The notice shall include a description of the person’s right
to be provided with an opportunity to be heard in accordance with
the procedure referred to in section 10.
8. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi avise la personne qui a demandé l’homologation d’un modèle de colis ou de matière radioactive
sous forme spéciale de la décision proposée de ne pas l’homologuer, ainsi que du fondement de cette décision, au moins trente
jours avant de refuser de l’homologuer.
(2) L’avis mentionne également le droit de la personne de se
voir accorder la possibilité d’être entendue conformément à la
procédure prévue à l’article 10.
Decertification
Annulation de l’homologation
9. (1) The Commission or a designated officer authorized under
paragraph 37(2)(a) of the Act shall notify a person to whom a
certificate for a package design or a design for special form radioactive material has been issued and, in the case where a certificate
for a package design has been issued, any registered user of a
package of that design, of a proposed decision to decertify the
design, as well as the basis for the proposed decision, at least
30 days before decertifying it.
(2) The notice shall include a description of the person’s and
the registered user’s right to be provided with an opportunity to
be heard in accordance with the procedure referred to in section 10.
9. (1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en
vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi avise la personne qui a obtenu
l’homologation d’un modèle de colis ou de matière radioactive
sous forme spéciale et, dans le cas d’une homologation délivrée
pour un modèle de colis, tout usager inscrit pour ce modèle, de la
décision proposée d’annuler l’homologation, ainsi que du fondement de cette décision, au moins trente jours avant de l’annuler.
Opportunity To Be Heard
Possibilité d’être entendu
10. (1) Where a person referred to in section 8 or 9 or a registered user referred to in section 9 has received a notice and has
requested, within 30 days after the date of receipt of the notice, an
opportunity to be heard either orally or in writing, the person or
the registered user shall be provided with such an opportunity in
accordance with the request.
(2) On completion of a hearing held in accordance with subsection (1), every person and registered user who was notified in
accordance with section 8 or 9 shall be notified of the decision
and the reasons for it.
(3) Where neither a person referred to in section 8 or 9 nor a
registered user referred to in section 9 requests an opportunity to
be heard within the period referred to in subsection (1), they shall
be notified of the decision and the reasons for it.
10. (1) La personne visée aux articles 8 ou 9 ou l’usager inscrit
visé à l’article 9 qui a reçu un avis et qui, dans les trente jours
suivant la date de sa réception, a demandé d’être entendu de vive
voix ou par écrit est entendu conformément à la demande.
PACKAGES, SPECIAL FORM
RADIOACTIVE MATERIAL AND PACKAGING
COLIS, MATIÈRES RADIOACTIVES SOUS
FORME SPÉCIALE ET EMBALLAGES
Production of Packages
Production des colis
11. (1) No person shall produce a package of a certified design
unless it is produced in accordance with the specifications set out
in the certificate.
(2) Every person who produces a package of a certified design
shall clearly mark the package with the certificate number, design
number and serial number.
11. (1) Il est interdit de produire un colis d’un modèle homologué à moins qu’il soit conforme aux spécifications figurant dans
l’homologation.
(2) La personne qui produit un colis d’un modèle homologué y
inscrit clairement les numéros de modèle, de série et d’homologation.
Production or Possession of
Special Form Radioactive Material
Production ou possession des matières
radioactives sous forme spéciale
12. (1) No person shall produce special form radioactive material unless
12. (1) Il est interdit de produire une matière radioactive sous
forme spéciale à moins qu’elle soit à la fois :
1246
(2) L’avis mentionne également le droit de la personne et de
l’usager inscrit de se voir accorder la possibilité d’être entendus
conformément à la procédure prévue à l’article 10.
(2) Au terme de l’audience tenue conformément au paragraphe (1), la personne et l’usager inscrit qui ont reçu un avis conformément aux articles 8 ou 9 sont avisés de la décision ainsi que
des motifs de celle-ci.
(3) Si, dans le délai prévu au paragraphe (1), la personne visée
aux articles 8 ou 9 ou l’usager inscrit visé à l’article 9 n’a présenté aucune demande pour être entendue, elle est avisée de la
décision ainsi que des motifs de celle-ci.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-208
(a) it is of a certified design; and
(b) it is produced in accordance with the specifications set out
in the certificate.
(2) Every person who produces special form radioactive material shall identify it by marking it, or any source holder to which it
is permanently attached, in a legible and durable manner.
(3) No person shall possess special form radioactive material
unless
(a) it is of a certified design; or
(b) it has been approved by a foreign competent authority in
accordance with the applicable process specified in the
IAEA Regulations.
a) d’un modèle homologué;
b) conforme aux spécifications figurant dans l’homologation.
(2) La personne qui produit une matière radioactive sous forme
spéciale appose sur la matière ou sur tout porte-source auquel elle
est liée en permanence une marque lisible et durable qui
l’identifie.
(3) Il est interdit d’avoir en sa possession une matière radioactive sous forme spéciale à moins qu’elle, selon le cas :
a) soit d’un modèle homologué;
b) ait été approuvée par une autorité compétente à l’étranger
conformément au processus applicable mentionné dans le Règlement de l’AIEA.
Quality Assurance Program for Packages and
Special Form Radioactive Material
13. Every person who designs, produces, tests, uses, maintains
or inspects a package or special form radioactive material shall
(a) implement and maintain a written quality assurance program in accordance with paragraph 209 of the IAEA Regulations;
(b) keep a record of the program and of any information collected under the program; and
(c) retain the record of information collected under the program
for the period ending two years after the date on which it is
collected.
Programme d’assurance de la qualité pour les colis et les
matières radioactives sous forme spéciale
13. La personne qui conçoit, produit, met à l’essai, utilise ou
inspecte un colis ou une matière radioactive sous forme spéciale,
ou en assure l’entretien :
a) établit et maintient un programme d’assurance de la qualité
conformément au paragraphe 209 du Règlement de l’AIEA;
b) tient un document sur le programme où elle consigne tous
les renseignements recueillis dans le cadre du programme;
c) conserve le document pendant les deux ans qui suivent la
date de collecte des renseignements.
Registration of Use of Packages
14. (1) No person shall use a package of a certified design unless they have received confirmation from the Commission that
their use of the package has been registered by the Commission.
(2) The Commission shall register a person’s use of a package
of a certified design after receiving the following information
from the person:
(a) the person’s name, address, telephone number and fax
number;
(b) the name of a person who can be contacted for transport
purposes;
(c) the number of any licence that the person holds in respect of
the contents of the package;
(d) the number of any approval issued by a foreign competent
authority in accordance with the applicable process specified in
the IAEA Regulations;
(e) the number of the certificate for the package design;
(f) the design number and serial number for the package; and
(g) a statement confirming that the person possesses the instructions necessary to prepare the package for shipment, as set
out in the certificate for the package design.
Inscription de l’usage des colis
14. (1) Il est interdit à toute personne d’utiliser un colis d’un
modèle homologué sauf si la Commission lui a confirmé
l’inscription de l’usage.
(2) La Commission inscrit l’usage, par une personne, d’un colis
d’un modèle homologué sur réception des renseignements suivants fournis par la personne :
a) ses nom, adresse, numéro de téléphone et numéro de télécopieur;
b) le nom d’une personne à contacter en matière de transport;
c) le numéro de tout permis qu’elle détient à l’égard du contenu
du colis;
d) le numéro de toute approbation délivrée par une autorité
compétente à l’étranger conformément au processus applicable
mentionné dans le Règlement de l’AIEA;
e) le numéro d’homologation du modèle de colis;
f) les numéros de modèle et de série du colis;
g) une mention confirmant qu’elle dispose des instructions nécessaires pour la préparation du colis pour l’expédition qui figurent dans l’homologation du modèle de colis.
PACKAGING AND TRANSPORT OF RADIOACTIVE MATERIAL
EMBALLAGE ET TRANSPORT DES MATIÈRES RADIOACTIVES
General Obligations
15. (1) Every person who transports, or causes to be transported, radioactive material shall act in accordance with the requirements of the Transportation of Dangerous Goods Regulations.
(2) Every consignor, other than a consignor of an excepted
package, shall act in accordance with paragraphs 448 to 459 of
the IAEA Regulations.
Obligations générales
15. (1) La personne qui transporte une matière radioactive ou la
fait transporter se conforme au Règlement sur le transport des
marchandises dangereuses.
(2) L’expéditeur, sauf l’expéditeur d’un colis excepté, se conforme aux paragraphes 448 à 459 du Règlement de l’AIEA.
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(3) Every consignor of an excepted package shall act in accordance with paragraph 452 of the IAEA Regulations.
(4) Every consignor of radioactive material shall advise the
consignee that the material is going to be transported.
(5) Every carrier of radioactive material shall act in accordance
with paragraphs 460 to 466, 468 to 475 and 478 to 482 of the
IAEA Regulations.
(6) Every carrier of radioactive material shall transport the
material in accordance with the consignor’s instructions.
(7) Every carrier of radioactive material shall implement and
maintain work procedures to ensure compliance with these
Regulations and shall keep a record of those procedures.
(6) Le transporteur transporte la matière conformément aux
instructions de l’expéditeur.
(7) Le transporteur met en oeuvre et maintient des procédures
de travail pour assurer la conformité au présent règlement et tient
un document sur ces procédures.
Packages for Transport
Colis pour le transport
16. (1) Subject to subsections (2) and (3), no consignor shall
present for transport, and no carrier shall transport, radioactive
material unless
(a) the material is contained in
(i) an excepted package,
(ii) an IP-1, IP-2 or IP-3 package,
(iii) a Type A package,
(iv) a Type B package of a certified design,
(v) a package for fissile material of a certified design, or
(vi) packaging of a design that is certified in accordance with
the criteria set out in paragraph 714 of the IAEA Regulations,
where the material is packaged in accordance with that paragraph; and
(b) the activity of the material is within the applicable limits referred to in paragraphs 308, 309 and 311 to 315 of the
IAEA Regulations.
(2) Notwithstanding subsection (1), a consignor may present
for transport, and a carrier may transport,
(a) radioactive material under special arrangement; or
(b) a package that is in transit, that meets at least one of the descriptions set out in paragraphs 560(a) to (f) of the
IAEA Regulations, and that has been approved as a
Type B(U)-85 package by a foreign competent authority in accordance with the applicable process specified in the IAEA Regulations.
16. (1) Sous réserve des paragraphes (2) et (3), il est interdit à
l’expéditeur de présenter une matière radioactive aux fins de
transport et au transporteur de la transporter à moins que :
a) la matière soit contenue, selon le cas, dans :
(i) un colis excepté,
(ii) un colis CI-1, CI-2 ou CI-3,
(iii) un colis du type A,
(iv) un colis du type B d’un modèle homologué,
(v) un colis d’un modèle homologué pour le transport d’une
matière fissile,
(vi) un emballage d’un modèle homologué d’après les critères figurant au paragraphe 714 du Règlement de l’AIEA, si la
matière est emballée conformément à ce paragraphe;
b) l’activité de la matière se trouve dans les limites applicables
mentionnées aux paragraphes 308, 309 et 311 à 315 du Règlement de l’AIEA.
(2) Malgré le paragraphe (1), l’expéditeur peut présenter aux
fins de transport et le transporteur peut transporter :
a) une matière radioactive en vertu d’un arrangement spécial;
b) un colis qui est en transit, qui répond au moins à l’une des
descriptions figurant aux alinéas 560a) à f) du Règlement de
l’AIEA, et qui a été approuvé comme colis du type B(U)-85 par
une autorité compétente à l’étranger conformément au processus applicable mentionné dans le Règlement de l’AIEA.
(3) Subsection (1) does not apply to a consignor who presents
for transport, or a carrier who transports, LSA-I material or an
SCO-I in accordance with paragraph 425 of the IAEA Regulations.
(3) Le paragraphe (1) ne s’applique pas à l’expéditeur qui présente aux fins de transport une matière FAS-I ou OCS-I ou au
transporteur qui en assure le transport conformément au paragraphe 425 du Règlement de l’AIEA.
(4) Subject to subsection (5), every consignor and carrier of radioactive material shall act in accordance with paragraphs 401
to 445 of the IAEA Regulations.
(4) Sous réserve du paragraphe (5), l’expéditeur et le transporteur d’une matière radioactive se conforment aux paragraphes 401
à 445 du Règlement de l’AIEA.
(5) A consignor may present for transport, and a carrier may
transport, radioactive material in a package that is not labelled in
accordance with paragraphs 440 to 442 of the IAEA Regulations,
if the package
(a) is an exposure device, as defined in the Nuclear Substances
and Radiation Devices Regulations, of a certified model and
(i) is to be transported, or is transported, under exclusive use,
(ii) has clearly marked on it the word “RADIOACTIVE”,
the basic trefoil symbol set out in Figure 1 in Section IV of
the IAEA Regulations, and the name, address and telephone
(5) L’expéditeur peut présenter aux fins de transport une matière radioactive dans un colis qui n’est pas étiqueté conformément aux paragraphes 440 à 442 du Règlement de l’AIEA, et le
transporteur peut en assurer le transport, si le colis :
a) est un appareil d’exposition au sens du Règlement sur les
substances nucléaires et les appareils à rayonnement qui est
d’un modèle homologué et qui :
(i) est transporté, ou doit l’être, dans le cadre d’une utilisation exclusive,
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(3) L’expéditeur d’un colis excepté se conforme au paragraphe 452 du Règlement de l’AIEA.
(4) L’expéditeur avise le destinataire du transport de la matière.
(5) Le transporteur se conforme aux paragraphes 460 à 466,
468 à 475 et 478 à 482 du Règlement de l’AIEA.
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number of the person who is licensed to possess the radioactive material that it contains, and
(iii) has clearly stamped on it, or visibly and legibly inscribed on a durable steel or brass tag that is readily visible
and securely affixed to it by means of metal fasteners, the
name, quantity in becquerels, date of measurement of that
quantity and form of the radioactive material that it contains,
as well as the maximum permissible activity of the package;
(b) is an excepted package;
(c) contains only LSA-I material other than uranium
hexafluoride, has clearly marked on it the words “FAS-I RADIOACTIF : USAGE EXCLUSIF” or “RADIOACTIVE
LSA-I: EXCLUSIVE USE”, and is to be transported, or is
transported, under exclusive use; or
(d) is labelled in accordance with the International Maritime
Dangerous Goods Code or the Technical Instructions for the
Safe Transport of Dangerous Goods by Air.
(ii) porte clairement la mention « RADIOACTIVE », le trèfle symbolique figurant à la figure 1 du chapitre IV du Règlement de l’AIEA, ainsi que les nom, adresse et numéro de
téléphone de la personne qui est autorisée à avoir en sa possession la matière radioactive contenue dans l’appareil,
(iii) porte clairement une estampille ou, bien en évidence, sur
une étiquette durable en acier ou laiton qui lui est solidement
fixée au moyen d’attaches métalliques, une inscription en caractères visibles et lisibles, indiquant le nom, la forme et la
quantité en becquerels de la substance nucléaire contenue
dans l’appareil, la date du relevé de cette quantité, ainsi que
l’activité admissible maximale du colis;
b) est un colis excepté;
c) contient seulement une matière FAS-I autre que
l’hexafluorure d’uranium, porte clairement la mention « FAS-I
RADIOACTIF : USAGE EXCLUSIF » ou « RADIOACTIVE
LSA-I: EXCLUSIVE USE », et est transportée, ou doit l’être,
dans le cadre d’une utilisation exclusive;
d) est étiquetée conformément au Code maritime international
des marchandises dangereuses ou aux Instructions techniques
pour la sécurité du transport aérien des marchandises dangereuses.
Transport Documents
Documents de transport
17. (1) Subject to subsection (2), every consignor of radioactive
material shall include in the transport documents for the consignment the following information, which shall be clearly and indelibly printed in the documents:
(a) where the consignment contains LSA-I, LSA-II, LSA-III
material, SCO-I or SCO-II, the words “LSA-I”, “LSA-II”,
“LSA-III”, “SCO-I”, “SCO-II, “FAS-I”, “FAS-II”, “FAS-III”,
“OCS-I” or “OCS-II”, as applicable;
(b) the name or symbol of each radionuclide and its mass number or, for mixtures of radionuclides, a description or list of the
most restrictive nuclides in each package of the consignment;
(c) a description of the physical and chemical form of the radioactive material or, where the material is special form radioactive material, a notation to that effect;
(d) the activity of the radioactive material or, where the material is fissile material, its mass;
(e) the category of each package in the consignment, as determined in accordance with paragraph 435 of the IAEA Regulations;
(f) where a package in the consignment is category IIYELLOW or III-YELLOW, the transport index for the consignment, as determined in accordance with paragraphs 428
to 430 of the IAEA Regulations;
(g) where a package in the consignment meets the criteria for
exception specified in paragraph 560 of the IAEA Regulations,
the words “MATIÈRES FISSILES EXCEPTÉES” or
“FISSILE EXCEPTED”;
(h) the number of the certificate or of the approval of the foreign competent authority applicable to each package or item of
special form radioactive material in the consignment or, where
the material is to be transported under special arrangement, the
number of the authorizing licence;
(i) where the consignment is required by these Regulations to
be transported under exclusive use, the words “USAGE
EXCLUSIF” or “EXCLUSIVE USE SHIPMENT”;
17. (1) Sous réserve du paragraphe (2), l’expéditeur d’une matière radioactive joint aux documents de transport aux fins
d’envoi les renseignements suivants, imprimés de façon claire et
indélébile :
a) dans le cas d’un envoi contenant une matière FAS-I, FAS-II
ou FAS-III ou d’un OCS-I ou OCS-II, la mention « FAS-I »,
« FAS-II », « FAS-III », « OCS-I », « OCS-II », « LSA-I »,
« LSA-II », « LSA-III », « SCO-I » ou « SCO-II », selon le
cas;
b) le nom ou le symbole de chaque radionucléide et son nombre de masse ou, dans le cas d’un mélange de radionucléides,
une description ou une liste des nucléides les plus restrictifs de
chaque colis de l’envoi;
c) une description de l’état physique et de la forme chimique de
la matière radioactive ou, dans le cas d’une matière radioactive
sous forme spéciale, une note à cet égard;
d) l’activité de la matière radioactive ou, dans le cas d’une matière fissile, sa masse;
e) la catégorie de chaque colis de l’envoi, déterminée conformément au paragraphe 435 du Règlement de l’AIEA;
f) dans le cas d’un colis de catégorie II-JAUNE ou III-JAUNE,
l’indice de transport de l’envoi, déterminé conformément aux
paragraphes 428 à 430 du Règlement de l’AIEA;
g) dans le cas d’un colis satisfaisant aux critères d’exception
spécifiés au paragraphe 560 du Règlement de l’AIEA, la mention « MATIÈRES FISSILES EXCEPTÉES » ou « FISSILE
EXCEPTED »;
h) le numéro d’approbation de l’autorité compétent à l’étranger
ou d’homologation applicable à chaque colis ou article de matière radioactive sous forme spéciale de l’envoi ou, dans le cas
d’une matière transportée en vertu d’un arrangement spécial, le
numéro du permis d’autorisation;
i) dans le cas d’un envoi transporté dans le cadre d’une utilisation exclusive en application du présent règlement, la mention
« USAGE EXCLUSIF » ou « EXCLUSIVE USE
SHIPMENT »;
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(j) instructions for transport, including instructions for the safe
dissipation of heat or a statement that no such instructions are
necessary; and
(k) any restrictions on the mode of transport or the conveyance
or on routing.
(2) Subsection (1) does not apply
(a) with respect to an excepted package; or
(b) to a consignor who provides transport documents that have
been prepared in accordance with the International Maritime
Dangerous Goods Code or the Technical Instructions for the
Safe Transport of Dangerous Goods by Air.
(3) No person shall transport a consignment of radioactive material unless the consignment is accompanied by the transport
documents referred to in subsection (1) or (2).
j) les instructions pour le transport, y compris celles pour la
dissipation sécuritaire de la chaleur, ou une déclaration précisant que de telles instructions sont inutiles;
k) toute autre restriction quant au mode ou moyen de transport,
ou à l’itinéraire.
(2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas à :
a) un colis excepté;
b) l’expéditeur qui fournit des documents de transport préparés
conformément au Code maritime international des marchandises dangereuses ou aux Instructions techniques pour la sécurité du transport aérien des marchandises dangereuses.
(3) Il est interdit de transporter un envoi de matière radioactive
sauf s’il est accompagné des documents de transport mentionnés
aux paragraphes (1) ou (2).
Radiation Protection Program
Programme de radioprotection
18. (1) Every consignor, carrier and consignee of radioactive
material shall implement a radiation protection program and shall,
as part of that program,
(a) keep the amount of exposure to radon progeny and the effective dose and equivalent dose received by and committed to
persons as low as reasonably achievable, social and economic
factors being taken into account, through the implementation of
(i) management control over work practices,
(ii) personnel qualification and training,
(iii) control of occupational and public exposure to radiation,
and
(iv) planning for unusual situations;
(b) prevent persons from receiving doses of radiation higher
than the radiation dose limits prescribed by the Radiation Protection Regulations; and
(c) train persons referred to in the program on the application
of the program.
18. (1) L’expéditeur, le transporteur et le destinataire de matières radioactives mettent en oeuvre un programme de radioprotection et, dans le cadre de ce programme:
a) maintiennent le degré d’exposition aux produits de filiation
du radon ainsi que la dose efficace et la dose équivalente qui
sont reçues par la personne, et engagées à son égard, au niveau
le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre,
compte tenu des facteurs économiques et sociaux, par :
(i) la maîtrise des méthodes de travail par la direction,
(ii) les qualifications et la formation du personnel,
(iii) le contrôle de l’exposition du personnel et du public au
rayonnement,
(iv) la préparation aux situations inhabituelles;
b) veillent à ce que les personnes ne reçoivent pas de doses de
rayonnement supérieures aux limites prévues dans le Règlement sur la radioprotection;
c) donnent aux personnes mentionnées dans le programme une
formation sur son application.
(2) L’expéditeur, le transporteur et le destinataire :
a) tiennent un document sur le programme de radioprotection
où ils consignent les renseignements recueillis dans le cadre du
programme;
b) conservent le document pendant les deux ans qui suivent la
date de collecte de ces renseignements.
(2) Every consignor, carrier and consignee shall
(a) keep a record of its radiation protection program and of any
information collected under the program; and
(b) retain the record of information collected under the program
for the period ending two years after the date on which it is
collected.
Dangerous Occurrences
19. (1) Every consignor who becomes aware of any of the following dangerous occurrences shall immediately make a preliminary report to the Commission and to the holder, if any, of a licence to import the radioactive material that is involved in the
occurrence:
(a) a conveyance carrying radioactive material is involved in an
accident;
(b) a package shows evidence of damage, tampering or leakage
of its contents;
(c) any failure to comply with the Act, these regulations or any
licence or certificate applicable to a package that may reasonably be expected to lead to a situation in which the environment,
the health and safety of persons or national security is adversely affected;
(d) radioactive material is lost, stolen or no longer in the control of a person who is required to have control by the Act or
the regulations made under the Act; or
1250
Situations dangereuses
19. (1) L’expéditeur qui prend connaissance de l’une des situations dangereuses suivantes fournit immédiatement un rapport
préliminaire à la Commission et, le cas échéant, au titulaire de
permis d’importation de la matière radioactive en cause :
a) un moyen de transport de matières radioactives est impliqué
dans un accident;
b) un colis porte des traces d’endommagement, d’altération ou
de fuite du contenu;
c) il y a un manquement à la Loi, au présent règlement, à un
permis ou à une homologation du colis qui risquerait vraisemblablement de donner lieu à une situation entraînant des effets
négatifs sur l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ou la sécurité nationale;
d) la matière radioactive est perdue, volée ou ne se trouve plus
sous le contrôle de la personne qui est tenue de l’avoir sous son
contrôle conformément à la Loi ou ses règlements;
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(e) radioactive material has escaped from a containment system, a package or a conveyance during transport.
(2) Every carrier, consignee or holder of a licence to transport
the nuclear substance while in transit who becomes aware of any
of the dangerous occurrences referred to in subsection (1) shall
immediately make a preliminary report to the Commission and to
either the consignor or the holder, if any, of a licence to import
the radioactive material that is involved in the occurrence.
(3) The preliminary reports referred to in subsections (1)
and (2) shall include information on the location and circumstances of the dangerous occurrence and on any action that the
consignor, carrier or consignee has taken or proposes to take with
respect to it.
(4) Immediately after a dangerous occurrence referred to in
subsection (1), the consignor, the carrier, the consignee or any
other person who controls any area affected by the dangerous
occurrence shall
(a) limit, to the extent possible, the spread of any radioactive
material;
(b) place barriers, signs or personnel at every point of entry
into the affected area to control the entry of persons into that
area;
(c) record the name, address and telephone number of any person who may have been exposed to or contaminated by radioactive material and request that the person remain available for
assessment by an expert in radiation protection; and
(d) have an expert in radiation protection assess the situation
and report the results of the assessment to the Commission.
(5) Within 21 days after a dangerous occurrence referred to in
subsection (1), the consignor, the carrier, the consignee and the
holder of a licence to transport the nuclear substance while in
transit shall file a full report with the Commission, and the report
shall contain the following information about the occurrence:
(a) the date, time and location;
(b) the probable cause;
(c) the names of the persons involved;
(d) the circumstances;
(e) the effects on the environment, the health and safety of persons, and national or international security that have resulted or
may result;
(f) the doses of radiation that any person has received or is
likely to have received; and
(g) the actions taken by the consignor, the carrier and the consignee.
“Accidental Release” under the
Transportation of Dangerous Goods Act, 1992
20. For the purpose of the definition “accidental release” in
section 2 of the Transportation of Dangerous Goods Act, 1992,
the following levels of ionizing radiation are established:
(a) 10 mSv/h on the external surface of a package that is being
transported under exclusive use, 2 mSv/h on the surface of the
conveyance, and 0.1 mSv/h at a distance of 2 m from the surface of the conveyance; and
(b) 2 mSv/h on the external surface of a package that is not
being transported under exclusive use, 0.1 mSv/h at a distance
of 1 m from the package, 2 mSv/h on the surface of the
e) la matière radioactive s’est échappée d’une enveloppe de
confinement, d’un colis ou d’un moyen de transport pendant le
transport.
(2) Le transporteur, le destinataire ou le titulaire de permis de
transport de la substance nucléaire en transit qui prend connaissance de l’une des situations dangereuses mentionnées au paragraphe (1) présente immédiatement un rapport préliminaire à la
Commission et à l’expéditeur ou, le cas échéant, au titulaire de
permis d’importation de la matière radioactive en cause.
(3) Les rapports préliminaires mentionnés aux paragraphes (1)
et (2) comprennent des renseignements sur l’endroit où est survenue la situation et sur les circonstances l’entourant, ainsi que sur
les mesures que l’expéditeur, le transporteur ou le destinataire ont
prises ou entendent prendre à cet égard.
(4) Immédiatement après la survenance de l’une des situations
dangereuses mentionnées au paragraphe (1), l’expéditeur, le
transporteur, le destinataire ou toute autre personne qui contrôle
toute zone touchée :
a) limite, dans la mesure du possible, la dispersion de la matière radioactive;
b) installe des barrières ou des panneaux ou place des membres
du personnel à chaque point d’entrée de la zone touchée pour
en contrôler l’accès;
c) prend en note les nom, adresse et numéro de téléphone des
personnes qui ont pu être exposées à la matière radioactive ou
contaminées par elle, et leur demande de demeurer disponibles
pour subir un examen par un expert en radioprotection;
d) demande à un expert en radioprotection d’évaluer la situation et de faire rapport à la Commission.
(5) Dans les 21 jours suivant la survenance de l’une des situations dangereuses mentionnées au paragraphe (1), l’expéditeur, le
transporteur, le destinataire et le titulaire de permis de transport
de la substance nucléaire en transit déposent auprès de la Commission un rapport complet qui comprend les renseignements
suivants concernant la situation :
a) les date, heure et endroit;
b) la cause probable;
c) le nom des personnes en cause;
d) une description des circonstances;
e) les effets réels ou probables sur l’environnement, sur la santé
et la sécurité des personnes, ainsi que sur la sécurité nationale
ou internationale;
f) les doses de rayonnement que les personnes ont réellement
ou probablement reçues;
g) les mesures qu’ils ont prises.
« Rejet accidentel » aux termes de la Loi de 1992 sur le
transport des marchandises dangereuses
20. Pour l’application de la définition de « rejet accidentel » à
l’article 2 de la Loi de 1992 sur le transport des marchandises
dangereuses, l’intensité du rayonnement ionisant est :
a) de 10 mSv/h sur la surface externe d’un colis transporté dans
le cadre d’une utilisation exclusive, de 2 mSv/h sur la surface
du moyen de transport, et de 0,1 mSv/h à 2 m de distance à
partir de la surface du moyen de transport;
b) de 2 mSv/h sur la surface externe d’un colis non transporté
dans le cadre d’une utilisation exclusive, de 0,1 mSv/h à 1 m de
distance à partir du colis, de 2 mSv/h sur la surface du moyen
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conveyance, and 0.1 mSv/h at a distance of 2 m from the surface of the conveyance.
de transport, et de 0,1 mSv/h à 2 m de distance à partir de la
surface du moyen de transport.
Opening of Packages
Ouverture des colis
21. (1) No person, other than the consignor or the consignee of
the package, shall open a package unless
(a) measures are taken to prevent persons from receiving doses
of radiation higher than the radiation dose limits prescribed by
the Radiation Protection Regulations; and
(b) the package is opened in the presence of an expert in radiation protection.
(2) When a person other than the consignor or the consignee
opens a package, the person shall restore the package to a condition that meets the requirements of these Regulations before forwarding it to the consignee.
(3) Every person shall, on receipt of, before opening and while
opening a package, verify whether
(a) the package is damaged;
(b) the package shows evidence of having been tampered with;
and
(c) any portion of the contents of the package has escaped from
the containment system or the package.
(4) Every person who discovers that a package is damaged
shall file a full report of the discovery with the consignor and
with the Commission within 21 days after the discovery.
(5) Every person who discovers that a package shows evidence
of having been tampered with or that any portion of the contents
of a package has escaped from the containment system or the
package shall immediately make a preliminary report to the
Commission and to either the consignor or the holder, if any, of a
licence to import the radioactive material that is involved.
(6) The preliminary report of a discovery referred to in subsection (5) shall include information on the location and circumstances of the discovery and on any action that the person has
taken or proposes to take with respect to it.
(7) Every consignor and every holder of a licence to import radioactive material who receives a preliminary report of a discovery referred to in subsection (5) shall file a full report of the discovery with the Commission within 21 days after receiving the
preliminary report.
21. (1) Il est interdit à quiconque, sauf à l’expéditeur et au destinataire du colis, d’ouvrir un colis à moins que :
a) des mesures soient prises pour que les personnes ne reçoivent pas des doses de rayonnement supérieures aux limites prévues dans le Règlement sur la radioprotection;
b) le colis soit ouvert en présence d’un expert en radioprotection.
(2) La personne, autre que l’expéditeur ou le destinataire, qui
ouvre un colis le remet dans un état qui satisfait aux exigences du
présent règlement avant de l’acheminer au destinataire.
(3) Sur réception d’un colis, avant ou au moment de l’ouvrir, la
personne s’assure que :
a) le colis n’est pas endommagé;
b) le colis ne porte aucune trace d’altération;
c) aucune partie du contenu du colis ne s’est échappée de
l’enveloppe de confinement ou du colis.
(4) La personne qui découvre qu’un colis est endommagé dépose un rapport complet à cet égard auprès de l’expéditeur et de
la Commission dans les 21 jours suivant la découverte.
(5) La personne qui découvre qu’un colis porte des traces
d’altération, ou qu’une partie du contenu du colis s’est échappée
de l’enveloppe de confinement ou du colis présente immédiatement un rapport préliminaire à la Commission et à l’expéditeur
ou, le cas échéant, au titulaire du permis d’importation de la matière radioactive en cause.
(6) Le rapport préliminaire mentionné au paragraphe (5) comprend des renseignements sur l’endroit où est survenue la découverte et sur les circonstances l’entourant, ainsi que sur les mesures
que la personne a prises ou entend prendre à cet égard.
(7) L’expéditeur et le titulaire du permis d’importation de la
matière radioactive qui reçoit le rapport préliminaire mentionné
au paragraphe (5) dépose un rapport complet auprès de la Commission dans les 21 jours suivant la réception du rapport préliminaire.
Undeliverable Consignments
Envois non livrables
22. If a consignment cannot be delivered to the consignee, the
carrier shall
(a) notify the consignor, the consignee and the Commission;
and
(b) place the consignment in an area to which access is controlled by the carrier and keep it there until it can be delivered
to the consignor or the consignee.
22. Si un envoi ne peut être livré au destinataire, le transporteur :
a) en avise l’expéditeur, le destinataire et la Commission;
b) le garde dans une zone dont il contrôle l’accès jusqu’à ce
qu’il puisse être livré à l’expéditeur ou au destinataire.
RECORDS TO BE KEPT AND RETAINED
DOCUMENTS À TENIR ET À CONSERVER
23. (1) Every person who packages radioactive material in a
Type A package, an IP-2 package or an IP-3 package shall keep a
record of the following information and documents concerning
the package:
(a) the technical specifications of its design;
(b) the type, quantity and physical form of the radioactive material that it is designed to contain;
23. (1) La personne qui emballe une matière radioactive dans
un colis du type A, CI-2 ou CI-3 tient un document où elle consigne les renseignements et documents suivants sur le colis :
a) les spécifications techniques du modèle;
b) le type, la quantité et l’état physique de la matière radioactive qu’il est destiné à recevoir;
1252
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-208
(c) any document that demonstrates that the package meets the
requirements of these Regulations, including the written quality
assurance program; and
(d) instructions for packaging, transport, receiving, maintenance and unpackaging.
(2) Every person who is required by subsection (1) to keep a
record shall retain the record for the period ending two years after
the date on which the packaging occurs.
c) tout document prouvant qu’il satisfait aux exigences du présent règlement, y compris le document sur le programme
d’assurance de la qualité;
d) les instructions pour l’emballage, le transport, la réception,
l’entretien et le désemballage.
(2) La personne qui tient un document en application du paragraphe (1) le conserve pendant les deux ans qui suivent la date
d’emballage.
COMING INTO FORCE
ENTRÉE EN VIGUEUR
24. These Regulations come into force on the day on which
they are approved by the Governor in Council.
24. Le présent règlement entre en vigueur à la date de son
agrément par le gouverneur en conseil.
N.B. The Regulatory Impact Analysis Statement for these
Regulations appears at page 1142, following
SOR/2000-202.
N.B. Le Résumé de l’étude d’impact de la réglementation de ce
règlement se trouve à la page 1142, suite au
DORS/2000-202.
Published by the Queen’s Printer for Canada, 2000
Publié par l’Imprimeur de la Reine pour le Canada, 2000
1253
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
Registration
SOR/2000-209 31 May, 2000
Enregistrement
DORS/2000-209 31 mai 2000
NUCLEAR SAFETY AND CONTROL ACT
LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION
NUCLÉAIRES
Nuclear Security Regulations
Règlement sur la sécurité nucléaire
P.C. 2000-789 31 May, 2000
C.P. 2000-789 31 mai 2000
Her Excellency the Governor General in Council, on the recommendation of the Minister of Natural Resources, pursuant to
section 44 of the Nuclear Safety and Control Acta, hereby approves the annexed Nuclear Security Regulations made by the
Canadian Nuclear Safety Commission on May 31, 2000.
Sur recommandation du ministre des Ressources naturelles et
en vertu de l’article 44 de la Loi sur la sûreté et la réglementation
nucléairesa, Son Excellence la Gouverneure générale en conseil
agrée le Règlement sur la sécurité nucléaire, ci-après, pris le
31 mai 2000 par la Commission canadienne de sûreté nucléaire.
———
———
a
S.C. 1997, c. 9
1254
a
L.C. 1997, ch. 9
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
CANADIAN NUCLEAR SAFETY COMMISSION
COMMISSION CANADIENNE DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE
NUCLEAR SECURITY REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LA SÉCURITÉ NUCLÉAIRE
Table of Contents
Table des matières
INTERPRETATION AND APPLICATION
1. Interpretation
2. Application
LICENCE APPLICATIONS
3. Licence in Respect of Category I or II Nuclear
Material or a Nuclear Facility
4. Licence in Respect of Category III Nuclear
Material
5. Licence to Transport Category I, II or III Nuclear
Material
EXEMPTION FROM LICENCE REQUIREMENT
6.
GENERAL OBLIGATIONS
7. Areas for Processing, Use and Storage of Category I,
II or III Nuclear Material
8. Location of Nuclear Facility
REQUIREMENTS CONCERNING PROTECTED AND
INNER AREAS
9. Barrier Enclosing Protected Area
10. Unobstructed Area Surrounding Protected Area
11. Protected Area Intrusion
Detection
12. Location of Inner Area
13. Structure or Barrier Enclosing Inner Area
14. Inner Area Intrusion
Detection
15. Security Monitoring Room
16. Site Plan
ENTRY INTO PROTECTED AND INNER AREAS
17. Entry into Protected Area
18. Entry into Inner Area with Commission’s
Authorization
19. Refusal of Commission to Authorize Entry into
Inner Area
20. Entry into Inner Area without Commission’s
Authorization
21. Revocation by Licensee of Authorization to
Enter
22. Revocation by Commission of Authorization to
Enter
23. Unlocking and Opening Means of Entry into Inner
Area
24. Unauthorized Persons
25. Monitoring and Preventing Entry
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
1. Définitions
2. Champ d’application
DEMANDES DE PERMIS
3. Permis relatif à une matière nucléaire de catégorie I
ou II ou à une installation nucléaire
4. Permis relatif à une matière nucléaire de catégorie III
5. Permis de transport des matières nucléaires de
catégorie I, II ou III
EXEMPTION DE PERMIS
6.
OBLIGATIONS GÉNÉRALES
7. Zones de traitement, d’utilisation et de stockage des
matières nucléaires de catégorie I, II ou III
8. Emplacement de l’installation nucléaire
EXIGENCES VISANT LA ZONE PROTÉGÉE ET LA
ZONE INTÉRIEURE
9. Barrière entourant la zone protégée
10. Zone libre entourant la zone protégée
11. Détection des entrées non autorisées dans une zone
protégée
12. Emplacement de la zone intérieure
13. Ouvrage ou barrière entourant la zone intérieure
14. Détection des entrées non autorisées dans une zone
intérieure
15. Local de surveillance
16. Plan des lieux
ENTRÉE DANS LES ZONES PROTÉGÉES ET LES
ZONES INTÉRIEURES
17. Entrée dans une zone protégée
18. Entrée dans une zone intérieure avec l’autorisation
de la Commission
19. Refus d’autoriser l’entrée dans une zone
intérieure
20. Entrée dans une zone intérieure sans l’autorisation
de la Commission
21. Révocation par le titulaire de permis de
l’autorisation d’entrer
22. Révocation par la Commission de l’autorisation
d’entrer
23. Déverrouillage et ouverture des moyens d’entrée
dans la zone intérieure
24. Personnes non autorisées
25. Contrôle des entrées
1255
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
26.
27.
28.
29.
Monitoring and Preventing Removal
Searches
Prohibited Activities
Exception for Inspectors
NUCLEAR SECURITY GUARDS
30.
31.
32.
33.
34.
Number and Duties
Authorization
Refusal of Consent by Commission
Revocation of Consent by Commission
Training
PROTECTION ARRANGEMENTS AND SECURITY
DRILLS
35. Protection Arrangements with Response Force
36. Security Drills
RECORDS TO BE KEPT, RETAINED AND MADE
AVAILABLE
37.
COMING INTO FORCE
38.
SCHEDULE CATEGORY I, II AND III NUCLEAR
MATERIAL
1256
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
26.
27.
28.
29.
Contrôle des sorties
Fouilles
Activités interdites
Exception applicable aux inspecteurs
GARDES DE SÉCURITÉ NUCLÉAIRE
30.
31.
32.
33.
34.
Nombre de gardes et fonctions
Autorisation de la Commission
Refus de l’autorisation de la Commission
Révocation de l’autorisation de la Commission
Formation
ARRANGEMENTS EN MATIÈRE DE PROTECTION ET
EXERCICES DE SÉCURITÉ
35. Arrangements avec une force d’intervention
36. Exercices de sécurité
DOCUMENTS À CONSERVER ET À
FOURNIR
37.
ENTRÉE EN VIGUEUR
38.
ANNEXE MATIÈRES NUCLÉAIRES DES
CATÉGORIES I, II ET III
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
NUCLEAR SECURITY REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LA SÉCURITÉ NUCLÉAIRE
INTERPRETATION AND APPLICATION
DÉFINITIONS ET CHAMP D’APPLICATION
Interpretation
Définitions
1. The definitions in this section apply in these Regulations.
“Act” means the Nuclear Safety and Control Act. (Loi)
“Category I nuclear material” means a nuclear substance listed in
column 1 of the schedule that is in the corresponding form set
out in column 2 and the corresponding quantity set out in column 3 of the schedule. (matière nucléaire de catégorie I)
“Category II nuclear material” means a nuclear substance listed in
column 1 of the schedule that is in the corresponding form set
out in column 2 and the corresponding quantity set out in column 4 of the schedule. (matière nucléaire de catégorie II)
“Category III nuclear material” means a nuclear substance listed
in column 1 of the schedule that is in the corresponding form
set out in column 2 and the corresponding quantity set out in
column 5 of the schedule. (matière nucléaire de catégorie III)
“direct visual surveillance” means direct observation by a person
who is physically present at the place that is under observation.
(surveillance visuelle directe)
“effective intervention” means an intervention that is timely and
powerful enough to prevent a person or group of persons
equipped with firearms or explosives from committing an act
of sabotage or from removing Category I, II or III nuclear material otherwise than in accordance with a licence. (défense efficace)
“inner area” means an area that meets the requirements of sections 12, 13 and 14. (zone intérieure)
“licensee” means a person who is licensed to carry on an activity
described in any of paragraphs 26(a), (b), (e) or (f) of the Act in
relation to Category I, II or III nuclear material or a nuclear facility referred to in paragraph 2(b) of these Regulations. (titulaire de permis)
“nuclear security guard” means a person who is authorized by a
licensee, in accordance with section 31, to act as a nuclear security guard at a nuclear facility referred to in paragraph 2(b).
(garde de sécurité nucléaire)
“prescribed information” means the information prescribed by
section 21 of the General Nuclear Safety and Control Regulations. (renseignements réglementés)
“protected area” means an area that meets the requirements of
sections 9, 10 and 11. (zone protégée)
“response force” means a local, provincial or federal police force
detachment, a Canadian Armed Forces unit or any other force
trained in the use of firearms that is authorized under any Act
or regulation to carry firearms and qualified to use them. (force
d’intervention)
“security monitoring room” means a security monitoring room
referred to in section 15. (local de surveillance)
“unobstructed area” means an area referred to in section 10. (zone
libre)
1. Les définitions qui suivent s’appliquent au présent règlement.
« défense efficace » Défense d’un lieu effectuée en temps opportun et avec des effectifs et une puissance suffisants pour empêcher qu’une personne ou un groupe de personnes munies
d’armes à feu ou d’explosifs commettent un acte de sabotage
ou que des matières nucléaires de catégorie I, II ou III soient
enlevées autrement qu’en conformité avec un permis. (effective
intervention)
« force d’intervention » Détachement de police locale, provinciale
ou fédérale, unité des Forces armées canadiennes ou toute autre
force ayant reçu une formation dans le maniement des armes à
feu qui est autorisée par une loi ou un règlement à en porter et
qualifié pour s’en servir. (response force)
« garde de sécurité nucléaire » Personne que le titulaire de permis
autorise, conformément à l’article 31, à agir à ce titre dans une
installation nucléaire visée à l’alinéa 2b). (nuclear security
guard)
« local de surveillance » Local de surveillance de la sécurité visé
à l’article 15. (security monitoring room)
« Loi » La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (Act)
« matière nucléaire de catégorie I » Substance nucléaire visée à la
colonne 1 de l’annexe dont la forme et la quantité correspondent à celles prévues respectivement aux colonnes 2 et 3 de
l’annexe. (Category I nuclear material)
« matière nucléaire de catégorie II » Substance nucléaire visée à
la colonne 1 de l’annexe dont la forme et la quantité correspondent à celles prévues respectivement aux colonnes 2 et 4 de
l’annexe. (Category II nuclear material)
« matière nucléaire de catégorie III » Substance nucléaire visée à
la colonne 1 de l’annexe dont la forme et la quantité correspondent à celles prévues respectivement aux colonnes 2 et 5 de
l’annexe. (Category III nuclear material)
« renseignements réglementés » Renseignements visés à l’article 21 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation
nucléaires. (prescribed information)
« surveillance visuelle directe » Surveillance immédiate d’un lieu
exercée par une personne qui y est présente. (direct visual surveillance)
« titulaire de permis » Personne autorisée par permis à exercer
toute activité visée à l’un des alinéas 26a), b), e) ou f) de la Loi
relativement aux matières nucléaires de catégorie I, II ou III ou
à une installation nucléaire visée à l’alinéa 2b) du présent règlement. (licensee)
« zone intérieure » Zone conforme aux articles 12, 13 et 14. (inner area)
« zone libre » Zone visée à l’article 10. (unobstructed area)
« zone protégée » Zone conforme aux articles 9, 10 et 11. (protected area)
Champ d’application
Application
2. These Regulations apply in respect of
(a) Category I nuclear material, Category II nuclear material
and Category III nuclear material; and
(b) a nuclear facility consisting of a nuclear reactor that may
exceed 10 MW thermal power during normal operation.
2. Le présent règlement s’applique :
a) aux matières nucléaires des catégories I, II et III;
b) à toute installation nucléaire qui consiste en un réacteur nucléaire dont l’énergie thermique peut dépasser 10 MW pendant
l’exploitation normale.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
LICENCE APPLICATIONS
DEMANDES DE PERMIS
Licence in Respect of Category I or II
Nuclear Material or a Nuclear Facility
Permis relatif à une matière nucléaire de catégorie I ou II
ou à une installation nucléaire
3. An application for a licence in respect of Category I or II nuclear material, other than a licence to transport, and an application
for a licence in respect of a nuclear facility referred to in paragraph 2(b) shall contain the following information in addition to
the information required by section 3 of the Nuclear Substances
and Radiation Devices Regulations or sections 3 to 8 of the
Class I Nuclear Facilities Regulations, as applicable:
(a) a copy of the written protection arrangements made with a
response force, referred to in section 35;
(b) the site plan referred to in section 16;
(c) a description of the proposed security equipment, systems
and procedures;
(d) a description of the proposed on-site and off-site communications equipment, systems and procedures;
(e) a description of the proposed structure and organization of
the nuclear security guard service, including the duties, responsibilities and training of nuclear security guards; and
(f) the proposed plan and procedures to assess and respond to
breaches of security.
3. La demande de permis visant une matière nucléaire de catégorie I ou II, autre qu’un permis de transport, et la demande de
permis relatif à une installation nucléaire visée à l’alinéa 2b)
comprennent les renseignements suivants, outre ceux exigés à
l’article 3 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement ou, selon le cas, aux articles 3 à 8 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I :
a) une copie des arrangements visés à l’article 35 qui ont été
pris par écrit avec une force d’intervention;
b) le plan des lieux visé à l’article 16;
c) une description de l’équipement, des systèmes et des procédures de sécurité proposés;
d) une description de l’équipement, des systèmes et des procédures de communication proposés pour l’intérieur et l’extérieur
des lieux;
e) une description de la structure et de l’organisation proposées
pour le service de sécurité nucléaire, y compris l’exposé des
fonctions, des responsabilités et de la formation des gardes de
sécurité nucléaire;
f) le plan et les procédures proposés pour évaluer les manquements à la sécurité et y donner suite.
Licence in Respect of Category III Nuclear Material
Permis relatif à une matière nucléaire de catégorie III
4. An application for a licence in respect of Category III nuclear material, other than a licence to transport, shall contain, in
addition to the information required by section 3 of the Nuclear
Substances and Radiation Devices Regulations, a description of
the measures to ensure compliance with subsection 7(3).
4. La demande de permis visant une matière nucléaire de catégorie III, autre qu’un permis de transport, comprend, outre les
renseignements exigés à l’article 3 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, une description des
mesures qui seront prises pour assurer le respect du paragraphe 7(3).
Licence to Transport
Category I, II or III Nuclear Material
Permis de transport des matières nucléaires de
catégorie I, II ou III
5. An application for a licence to transport Category I, II or III
nuclear material shall contain, in addition to any other information required by sections 3 to 5 of the Packaging and Transport of
Nuclear Substances Regulations, a written transportation security
plan that includes
(a) the name, quantity, radiation level in Gy/h, chemical and
physical characteristics and isotopic composition of the nuclear
material;
(b) a threat assessment consisting of an evaluation of the nature, likelihood and consequences of acts or events that may
place prescribed information or nuclear material at risk;
(c) a description of the conveyance;
(d) the proposed security measures;
(e) the communication arrangements made among the licensee,
the operator of the vehicle transporting the nuclear material, the
recipient of the material, and any response force along the
route;
(f) the arrangements made between the licensee and any response force along the route;
(g) the planned route; and
(h) the alternate route to be used in case of an emergency.
5. La demande de permis pour transporter une matière nucléaire de catégorie I, II ou III comprend, outre les renseignements exigés aux articles 3 à 5 du Règlement sur l’emballage et le
transport des substances nucléaires, un plan de sécurité écrit
comportant ce qui suit :
a) le nom, la quantité, l’intensité de rayonnement en Gy/h, les
propriétés chimiques et physiques ainsi que la composition
isotopique de la matière nucléaire;
b) une évaluation de la menace, à savoir la nature, la possibilité
et les conséquences des actes ou des événements qui peuvent
compromettre la sécurité des renseignements réglementés ou
des matières nucléaires;
c) une description du moyen de transport;
d) les mesures de sécurité proposées;
e) les arrangements que le titulaire de permis, le conducteur du
véhicule transportant la matière nucléaire, le destinataire de la
matière et toute force d’intervention prendront pour communiquer le long de l’itinéraire;
f) les arrangements pris entre le titulaire de permis et toute
force d’intervention le long de l’itinéraire;
g) l’itinéraire prévu;
h) l’itinéraire de rechange à utiliser en cas d’urgence.
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EXEMPTION FROM LICENCE REQUIREMENT
EXEMPTION DE PERMIS
6. (1) A person may, without a licence to carry on that activity,
transport Category I, II or III nuclear material within an area in
which the material is required by section 7 to be processed, used
or stored.
(2) For greater certainty, the exemption established in subsection (1) relates only to the activity specified in that subsection and
does not derogate from the licence requirement imposed by section 26 of the Act in relation to other activities.
6. (1) Une personne peut, sans y être autorisée par permis,
transporter une matière nucléaire de catégorie I, II ou III dans une
zone où doit s’effectuer le traitement, l’utilisation ou le stockage
de cette matière selon l’article 7.
(2) Il est entendu que l’exemption prévue au paragraphe (1) ne
vise que l’activité qui y est spécifiée et n’écarte pas l’obligation,
prévue à l’article 26 de la Loi, d’obtenir un permis pour exercer
d’autres activités.
GENERAL OBLIGATIONS
OBLIGATIONS GÉNÉRALES
Areas for Processing, Use and
Storage of Category I, II or III Nuclear Material
Zones de traitement, d’utilisation et de
stockage des matières nucléaires de catégorie I, II ou III
7. (1) Every licensee shall process, use and store Category I
nuclear material in an inner area.
(2) Every licensee shall process, use and store Category II nuclear material in a protected area.
(3) Every licensee shall process, use and store Category III nuclear material in
(a) a protected area;
(b) a place that is under the direct visual surveillance of the licensee; or
(c) a place to which access is controlled by the licensee and
that is designed and constructed to prevent persons from gaining unauthorized access to the Category III nuclear material by
using hand-held tools.
Location of Nuclear Facility
7. (1) Le titulaire de permis traite, utilise et stocke toute matière
nucléaire de catégorie I dans une zone intérieure.
(2) Le titulaire de permis traite, utilise et stocke toute matière
nucléaire de catégorie II dans une zone protégée.
(3) Le titulaire de permis traite, utilise et stocke toute matière
nucléaire de catégorie III dans l’un des endroits suivants :
a) une zone protégée;
b) un lieu qui est sous sa surveillance visuelle directe;
c) un lieu dont il contrôle l’accès et qui est conçu et construit
de façon à empêcher toute personne munie d’outils portatifs
d’accéder à cette matière sans y être autorisée.
8. Every nuclear facility referred to in paragraph 2(b) shall be
located in a protected area.
8. L’installation nucléaire visée à l’alinéa 2b) est située dans
une zone protégée.
REQUIREMENTS CONCERNING PROTECTED AND INNER AREAS
EXIGENCES VISANT LA ZONE PROTÉGÉE ET LA ZONE INTÉRIEURE
Barrier Enclosing Protected Area
Barrière entourant la zone protégée
9. (1) Every protected area shall be enclosed by a barrier that is
located at its perimeter.
(2) The barrier must be designed and constructed to inhibit any
unauthorized entry into the protected area and must be one or a
combination of the following structures:
(a) a fence at least 2.4 m in height constructed of wire chain
links made of wire not smaller than gauge number 11, having
openings whose sides do not exceed 6 cm in length, and topped
with at least three strands of barbed wire or barbed tape installed parallel to the fence on brackets angled outward;
(b) a wall at least 2.4 m in height, including any wall that forms
part of a building, constructed of steel, wood, concrete, masonry or other substantial material or composites of such materials and, if it does not form part of a building, topped with at
least three strands of barbed wire or barbed tape installed parallel to the wall on brackets angled outward; or
(c) a structure that provides the same level of protection as
those referred to in paragraphs (a) and (b).
9. (1) Une barrière est aménagée le long du périmètre de chaque zone protégée.
(2) La barrière est conçue et construite de façon à empêcher
toute entrée non autorisée dans la zone protégée et se compose de
l’une ou plusieurs des structures suivantes :
a) une clôture d’une hauteur d’au moins 2,4 m à mailles losangées dont les côtés ont au plus 6 cm de longueur et dont le
diamètre du fil correspond au moins au numéro de jauge 11,
qui est coiffée d’au moins trois fils ou rubans de barbelés
montés parallèlement à la clôture sur des consoles à un angle
qui ouvre vers l’extérieur;
b) un mur d’une hauteur d’au moins 2,4 m, y compris tout mur
faisant partie d’un bâtiment, fait en acier, bois, béton, maçonnerie ou autres matériaux solides, ou d’une combinaison de ces
matériaux, et qui, aux endroits où il ne fait pas partie d’un bâtiment, est coiffé d’au moins trois fils ou rubans de barbelés
montés parallèlement au mur sur des consoles à un angle qui
ouvre vers l’extérieur;
c) une structure qui offre un niveau de protection équivalent à
celles mentionnées aux alinéas a) et b).
(3) Chaque grille, porte, fenêtre ou autre entrée ou sortie pratiquée dans la barrière :
a) est construite de façon qu’elle puisse être fermée et verrouillée;
(3) Each gate, door, window or other means of entry or exit in
the barrier shall be
(a) constructed so that it can be closed and locked; and
Emplacement de l’installation nucléaire
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(b) kept closed and locked except when it is under the direct
visual surveillance of a nuclear security guard.
(4) The barrier shall be continuously illuminated at an intensity
sufficient to permit clear observation of the barrier.
b) demeure fermée et verrouillée lorsqu’elle n’est pas sous la
surveillance visuelle directe d’un garde de sécurité nucléaire.
(4) La barrière est éclairée continuellement à une intensité suffisante pour permettre de l’observer clairement.
Unobstructed Area Surrounding Protected Area
Zone libre entourant la zone protégée
10. (1) Every protected area shall be surrounded by an unobstructed area that is located outside the barrier required by section 9 and that extends at least 5 m away from every point of the
barrier.
(2) The unobstructed area shall be
(a) free of any structure, equipment or other obstruction that
could be used to penetrate or surmount the barrier or to restrict
observation of the unobstructed area; and
(b) continuously illuminated at an intensity sufficient to permit
clear observation of any person within the unobstructed area.
10. (1) Chaque zone protégée est entourée d’une zone libre qui
s’étend à l’extérieur de la barrière visée à l’article 9 sur une distance d’au moins 5 m à partir de tout point de la barrière.
Protected Area Intrusion Detection
11. Every protected area shall be
(a) equipped with devices that
(i) detect any intrusion into the protected area,
(ii) detect any tampering that may cause any of the devices
to malfunction or cease to function,
(iii) when an event referred to in subparagraph (i) or (ii) is
detected, set off a continuous alarm signal that is both audible and visible in a security monitoring room and that can be
stopped only by a nuclear security guard, and
(iv) facilitate an immediate assessment of the cause of the
alarm; or
(b) kept under the direct visual surveillance of a nuclear security guard who is equipped with a device that can set off a continuous alarm signal that
(i) is both audible and visible in a security monitoring room,
and
(ii) can be stopped only by a nuclear security guard from the
security monitoring room.
(2) La zone libre est :
a) dégagée de tout ouvrage, équipement ou autre obstacle
qu’on pourrait utiliser pour traverser ou surmonter la barrière
ou restreindre l’observation de la zone libre;
b) éclairée continuellement à une intensité suffisante pour permettre d’observer clairement toute personne s’y trouvant.
Détection des entrées non autorisées dans une zone protégée
11. Chaque zone protégée :
a) est munie de dispositifs qui :
(i) détectent toute entrée non autorisée dans celle-ci,
(ii) détectent toute tentative d’altération qui peut nuire à leur
fonctionnement ou les rendre inopérants,
(iii) lors de la détection d’un acte visé aux sous-alinéas (i)
ou (ii), déclenchent un signal d’alarme sonore et visuel continu dans le local de surveillance, lequel signal peut être interrompu seulement par un garde de sécurité nucléaire,
(iv) facilitent l’évaluation immédiate de la cause de l’alarme;
b) demeure sous la surveillance visuelle directe d’un garde de
sécurité nucléaire qui est muni d’un dispositif capable de déclencher un signal d’alarme continu qui peut être :
(i) vu et entendu dans le local de surveillance,
(ii) interrompu seulement par un garde de sécurité nucléaire
à partir du local de surveillance.
Location of Inner Area
Emplacement de la zone intérieure
12. Every inner area shall be located within a protected area.
12. Chaque zone intérieure est située à l’intérieur d’une zone
protégée.
Structure or Barrier Enclosing Inner Area
Ouvrage ou barrière entourant la zone intérieure
13. (1) Every inner area shall be totally enclosed by a structure
or barrier that is designed and constructed to prevent, alone or in
combination with other structures or barriers, persons from completing both of the following actions before a response force can
make an effective intervention:
(a) gaining unauthorized access to Category I nuclear material
by using hand-held tools, firearms or explosives; and
(b) removing the nuclear material from the inner area.
(2) The structure or barrier that encloses an inner area shall be
located at least 5 m away from every point of the barrier that encloses the protected area.
(3) Each gate, door, window or other means of entry or exit in
the structure or barrier that encloses an inner area shall be kept
closed and locked with a device that, from outside the structure or
barrier, can only be unlocked by two persons at the same time.
13. (1) Chaque zone intérieure est entièrement entourée d’un
ouvrage ou d’une barrière qui est conçu et construit de façon à
empêcher, seul ou avec d’autres ouvrages ou barrières, l’accomplissement des actes suivants avant qu’une force d’intervention
puisse assurer une défense efficace :
a) l’accès non autorisé à une matière nucléaire de catégorie I à
l’aide d’outils portatifs, d’armes à feu ou d’explosifs;
b) l’enlèvement de la matière nucléaire de la zone intérieure.
(2) L’ouvrage ou la barrière entourant la zone intérieure est situé à une distance d’au moins 5 m à partir de tout point de la barrière entourant la zone protégée.
(3) Chaque grille, porte, fenêtre ou autre entrée ou sortie pratiquée dans l’ouvrage ou la barrière entourant la zone intérieure
demeure fermée et verrouillée à l’aide d’un dispositif qui, de
l’extérieur de l’ouvrage ou de la barrière, peut être déverrouillé
seulement par deux personnes agissant en même temps.
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2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
Inner Area Intrusion Detection
14. Every inner area shall be
(a) equipped with devices that
(i) detect the intrusion of any person or thing into, the passage of any person or thing out of, and the movement of any
person or thing within the inner area,
(ii) detect any tampering that may cause any of the devices
to malfunction or cease to function,
(iii) when an event referred to in subparagraph (i) or (ii) is
detected, set off a continuous alarm signal that is both audible and visible in a security monitoring room and in at least
one other attended place outside the inner area and that can
be stopped only by a nuclear security guard from the security
monitoring room or by a person who is authorized to enter
the inner area in accordance with section 18 from another
attended place outside the inner area, and
(iv) facilitate an immediate assessment of the cause of the
alarm; or
(b) kept under the direct visual surveillance of a nuclear security guard who is equipped with a device that can set off a continuous alarm signal that
(i) is both audible and visible in a security monitoring room
and in at least one other attended place outside the inner
area, and
(ii) can be stopped only by a nuclear security guard from the
security monitoring room or by a person who is authorized
to enter the inner area in accordance with section 18 from
another attended place outside the inner area.
Détection des entrées non autorisées dans une zone intérieure
14. Chaque zone intérieure :
a) est munie de dispositifs qui :
(i) détectent l’entrée non autorisée de toute personne ou de
tout objet dans celle-ci, leur sortie de celle-ci et leurs déplacements à l’intérieur de celle-ci,
(ii) détectent toute tentative d’altération qui peut nuire à leur
fonctionnement ou les rendre inopérants,
(iii) lors de la détection d’un acte visé aux sous-alinéas (i)
ou (ii), déclenchent un signal d’alarme sonore et visuel continu dans le local de surveillance et dans au moins un autre
endroit occupé à l’extérieur de la zone intérieure, lequel signal peut être interrompu seulement par un garde de sécurité
nucléaire à partir du local de surveillance ou par une personne autorisée à entrer dans la zone intérieure conformément à l’article 18 à partir d’un autre endroit occupé à
l’extérieur de cette zone,
(iv) facilitent l’évaluation immédiate de la cause de l’alarme;
b) demeure sous la surveillance visuelle directe d’un garde de
sécurité nucléaire qui est muni d’un dispositif capable de déclencher un signal d’alarme continu qui peut être :
(i) vu et entendu dans le local de surveillance et dans au
moins un autre endroit occupé à l’extérieur de la zone intérieure,
(ii) interrompu seulement par un garde de sécurité nucléaire
à partir du local de surveillance ou par une personne autorisée à entrer dans la zone intérieure conformément à l’article 18 à partir d’un autre endroit occupé à l’extérieur de cette
zone.
Security Monitoring Room
Local de surveillance
15. (1) Every licensee shall monitor all of the devices required
by these Regulations from a security monitoring room, access to
which is controlled by the licensee.
(2) The security monitoring room shall be
(a) located outside any inner area;
(b) designed and constructed so as to resist forced entry by the
use of hand-held tools or firearms;
(c) equipped with
(i) a two-way radio that can be used to communicate with a
response force,
(ii) an alarm device that can be used at any time to alert a response force,
(iii) a telephone, and
(iv) equipment that permits direct communication with each
nuclear security guard who is stationed outside the security
monitoring room;
(d) located and equipped so as to enable a nuclear security
guard inside the security monitoring room to receive and acknowledge the audible and visible alarm signals referred to in
subparagraph 11(a)(iii), paragraph 11(b), subparagraph 14(a)(iii)
and paragraph 14(b); and
(e) attended at all times by at least one nuclear security guard.
15. (1) Le titulaire de permis surveille tous les dispositifs exigés par le présent règlement à partir d’un local de surveillance
dont il contrôle l’accès.
(2) Le local de surveillance est :
a) situé à l’extérieur de toute zone intérieure;
b) conçu et construit de façon à résister à toute entrée par effraction à l’aide d’outils portatifs ou d’armes à feu;
c) muni :
(i) d’un poste émetteur-récepteur pouvant servir à contacter
la force d’intervention,
(ii) d’un dispositif d’alarme pouvant servir en tout temps à
alerter la force d’intervention,
(iii) d’un téléphone,
(iv) d’équipement permettant de communiquer directement
avec chaque garde de sécurité nucléaire qui est posté à
l’extérieur du local de surveillance;
d) situé et équipé de sorte qu’un garde de sécurité nucléaire se
trouvant à l’intérieur du local de surveillance puisse recevoir et
reconnaître les signaux d’alarme sonores et visuels visés au
sous-alinéa 11a)(iii), à l’alinéa 11b), au sous-alinéa 14a)(iii) et
à l’alinéa 14b);
e) occupé en tout temps par au moins un garde de sécurité nucléaire.
Site Plan
Plan des lieux
16. Every licensee shall maintain a site plan that indicates the
location of the following, if applicable:
16. Le titulaire de permis conserve un plan des lieux qui indique, le cas échéant, l’emplacement des éléments suivants :
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(a) the perimeter of the nuclear facility referred to in paragraph 2(b);
(b) the barrier enclosing every protected area;
(c) the protected areas;
(d) the unobstructed areas;
(e) the structure or barrier enclosing every inner area; and
(f) the inner areas.
a) le périmètre de l’installation nucléaire visée à l’alinéa 2b);
b) la barrière entourant chaque zone protégée;
c) les zones protégées;
d) les zones libres;
e) l’ouvrage ou la barrière entourant chaque zone intérieure;
f) les zones intérieures.
ENTRY INTO PROTECTED AND INNER AREAS
ENTRÉE DANS LES ZONES PROTÉGÉES ET LES ZONES INTÉRIEURES
Entry into Protected Area
Entrée dans une zone protégée
17. (1) No person shall enter a protected area without physical
proof of the recorded authorization of the licensee.
17. (1) Il est interdit à quiconque d’entrer dans une zone protégée sans faire la preuve qu’il en a obtenu l’autorisation consignée
du titulaire de permis.
(2) Sous réserve du paragraphe (3), avant de délivrer à une personne l’autorisation d’entrer dans la zone protégée, le titulaire de
permis rédige un rapport d’identification de celle-ci qui comprend
les renseignements et documents suivants :
a) ses nom, date et lieu de naissance;
b) une preuve documentaire établissant la légalité de sa présence au Canada;
c) l’adresse de sa résidence principale;
d) une photographie montrant son portrait de face;
e) son occupation.
(2) Subject to subsection (3), a licensee shall, before issuing an
authorization to enter a protected area to a person, prepare an
identification report that contains the following information and
documents:
(a) the person’s name and date and place of birth;
(b) documentary proof of the person’s lawful presence in
Canada;
(c) the address of the person’s principal residence;
(d) a photograph depicting a frontal view of the person’s face;
and
(e) the person’s occupation.
(3) A licensee may issue an authorization to enter a protected
area to a person without preparing an identification report if
(a) the person provides the licensee with documentary proof of
the person’s name and address; and
(b) the authorization is issued subject to the condition that the
person must be escorted within the protected area at all times
by a person who has the recorded authorization of the licensee
to enter that area and for whom the licensee has prepared an
identification report.
(4) No licensee shall permit a person who has an authorization
issued under subsection (3) to enter or remain in the protected
area unless the person is escorted at all times by a person who has
the recorded authorization of the licensee to enter that area and
for whom the licensee has prepared an identification report.
(5) A licensee shall issue an authorization to enter a protected
area subject to any terms and conditions that are necessary to
ensure the security of the area.
(6) Every licensee shall give to a person who has sought an
authorization to enter a protected area, on the person’s request, a
copy of any information or documents referred to in subsection (2) that the licensee possesses.
(3) Le titulaire de permis peut, sans rédiger de rapport d’identification, délivrer à une personne l’autorisation d’entrer dans une
zone protégée si les conditions suivantes sont réunies :
a) la personne lui fournit une preuve documentaire de ses nom
et adresse;
b) l’autorisation est subordonnée à la condition que la personne
soit escortée en tout temps dans la zone protégée par une personne qui a reçu du titulaire de permis l’autorisation consignée
d’entrer dans cette zone et pour laquelle il a rédigé un rapport
d’identification.
(4) Le titulaire de permis ne peut permettre à la personne ayant
obtenu une autorisation aux termes du paragraphe (3) d’entrer ou
de demeurer dans la zone protégée que si elle est escortée en tout
temps par une personne à laquelle il a délivré l’autorisation consignée d’entrer dans cette zone et pour laquelle il a rédigé un rapport d’identification.
(5) Le titulaire de permis assortit l’autorisation des conditions
nécessaires pour assurer la sécurité de la zone.
(6) Le titulaire de permis remet sur demande à la personne qui
a sollicité l’autorisation une copie des renseignements ou des
documents visés au paragraphe (2) qu’il a en sa possession.
Entry into Inner Area with
Commission’s Authorization
Entrée dans une zone intérieure avec
l’autorisation de la Commission
18. (1) Subject to subsection 20(1), no person shall enter an inner area without the recorded authorization of the Commission
and the recorded authorization of the licensee to enter the protected area, issued under section 17.
18. (1) Sous réserve du paragraphe 20(1), il est interdit à quiconque d’entrer dans une zone intérieure sans avoir obtenu
l’autorisation consignée de la Commission et l’autorisation consignée du titulaire de permis d’entrer dans la zone protégée, visée à
l’article 17.
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(2) La demande d’autorisation d’entrer dans la zone intérieure,
présentée à la Commission, est signée par le titulaire de permis
concerné et comprend les renseignements et documents suivants :
a) une copie du rapport d’identification visé au paragraphe 17(2);
b) le formulaire TBS/SCT 330-60, intitulé Questionnaire pour
l’obtention de l’autorisation de sécurité, compte tenu de ses
modifications successives, rempli et signé par la personne;
c) le formulaire TBS/SCT 330-23, intitulé Demande d’enquête
de sécurité sur le personnel et autorisation, compte tenu de ses
modifications successives, rempli et signé par la personne;
d) la raison pour laquelle l’entrée dans la zone intérieure est
demandée;
e) un document émanant du Centre canadien de renseignements
de la police indiquant les résultats de la vérification de casier
judiciaire faite à l’égard de la personne;
f) à la demande de la Commission, tout autre renseignement
dont elle a besoin pour l’application du paragraphe (3).
(2) An application to the Commission for an authorization to
enter an inner area shall be signed by the licensee and the person
for whom the authorization is sought, and shall contain the following information and documents:
(a) a copy of the identification report referred to in subsection 17(2);
(b) Personnel Security Clearance Questionnaire form TBS/
SCT 330-60, as amended from time to time, completed and
signed by the person for whom the authorization is sought;
(c) Personnel Screening Request and Authorization form
TBS/SCT 330-23, as amended from time to time, completed
and signed by the person for whom the authorization is sought;
(d) a description of the purpose for which entry into the inner
area is required;
(e) a record emanating from the Canadian Police Information
Centre, showing the results of the Centre’s criminal record
name check on the person for whom the authorization is
sought; and
(f) at the request of the Commission, any other information that
the Commission requires for the purpose of subsection (3).
(3) The Commission shall issue an authorization to enter an inner area to a person after receiving an application referred to in
subsection (2) if there are reasonable grounds to believe that the
entry of the person into the inner area will not give rise to a risk to
the security of the area.
(4) The Commission shall issue an authorization to enter an inner area for any term, up to a maximum of five years, and subject
to any terms and conditions that are necessary to minimize the
risk to the security of the area.
(5) Every licensee shall give to a person for whom an authorization to enter an inner area has been sought, on the person’s request, copy of any information or documents referred to in subsection (2) that the licensee possesses.
(4) La Commission fixe la période de validité de l’autorisation
à au plus cinq ans et l’assortit des conditions nécessaires pour
réduire au minimum tout risque pour la sécurité de la zone intérieure.
(5) Le titulaire de permis remet sur demande à la personne pour
laquelle l’autorisation a été sollicitée une copie des renseignements ou des documents visés au paragraphe (2) qu’il a en sa
possession.
Refusal of Commission to Authorize Entry into Inner Area
Refus d’autoriser l’entrée dans une zone intérieure
19. (1) The Commission shall notify a licensee and a person
who have applied for the authorization of the person to enter an
inner area of a proposed decision not to authorize the person to
enter the inner area, as well as the basis for the proposed decision,
at least 30 days before refusing to issue an authorization.
(2) The notice shall include a description of the licensee’s and
the person’s right to be provided with an opportunity to be heard
in accordance with subsection (3).
(3) If a licensee or a person referred to in subsection (1) has received a notice and has requested, within 30 days after the date of
receipt of the notice, an opportunity to be heard either orally or in
writing, the licensee or the person shall be provided with such an
opportunity in accordance with the request.
(4) On completion of a hearing held in accordance with subsection (3), the licensee and the person shall be notified of the
decision and the reasons for it.
(5) If neither the licensee nor the person requests an opportunity to be heard within the 30-day period, they shall be notified of
the decision and the reasons for it.
19. (1) La Commission avise le titulaire de permis et la personne ayant demandé l’autorisation d’entrer dans une zone intérieure de la décision proposée de refuser cette autorisation, ainsi
que du fondement de cette décision, au moins trente jours avant
de refuser de l’accorder.
(2) L’avis mentionne également le droit du titulaire de permis
et de la personne de se voir accorder la possibilité d’être entendus
conformément à la période prévue au paragraphe (3).
(3) Le titulaire de permis ou la personne visée au paragraphe (1) qui a reçu l’avis et qui, dans les trente jours suivant la date
de réception de l’avis, a demandé d’être entendu de vive voix ou
par écrit est entendu conformément à la demande.
Entry into Inner Area without Commission’s Authorization
Entrée dans une zone intérieure sans
l’autorisation de la Commission
20. (1) A person may enter an inner area without the recorded
authorization of the Commission if the person enters for the
20. (1) Une personne peut entrer dans une zone intérieure sans
l’autorisation consignée de la Commission si elle y entre pour
(3) La Commission délivre l’autorisation d’entrer dans la zone
intérieure sur réception de la demande visée au paragraphe (2),
s’il existe des motifs raisonnables de croire que la sécurité de
cette zone n’en sera pas compromise.
(4) Au terme de l’audience tenue conformément au paragraphe (3), le titulaire de permis et la personne sont avisés de la décision et des motifs de celle-ci.
(5) Si, dans la période de trente jours, aucune demande n’est
faite pour être entendu, le titulaire de permis et la personne sont
avisés de la décision et des motifs de celle-ci.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
purpose of performing duties that are required by the licensee or
the Commission and the person has a written authorization to
enter issued by the licensee.
(2) A licensee shall, before issuing the authorization to enter an
inner area, obtain the following information:
(a) the name of the person who is to be authorized;
(b) the address of the person’s principal residence; and
(c) the name and business address of the person’s employer.
(3) A licensee shall issue an authorization to enter an inner area
subject to the condition that the authorized person must be escorted within the inner area at all times by a person who has the
recorded authorization of the Commission to enter the area.
(4) No licensee shall permit a person who has an authorization
issued under this section to enter or remain in the inner area unless the person is escorted at all times by a person who has the
recorded authorization of the Commission to enter that area.
exercer les fonctions exigées par le titulaire de permis ou la
Commission et qu’elle détient l’autorisation écrite d’entrer que lui
a délivrée le titulaire de permis.
(2) Avant de lui délivrer l’autorisation d’entrer dans une zone
intérieure, le titulaire de permis obtient de la personne les renseignements suivants :
a) son nom;
b) l’adresse de sa résidence principale;
c) le nom et l’adresse d’affaires de son employeur.
(3) Le titulaire de permis assortit l’autorisation de la condition
que la personne visée soit escortée en tout temps dans la zone
intérieure par une personne à laquelle la Commission a délivré
l’autorisation consignée d’entrer dans cette zone.
(4) Le titulaire de permis ne peut permettre à la personne ayant
obtenu une autorisation aux termes du présent article d’entrer ou
de demeurer dans la zone intérieure que si elle est escortée en tout
temps par une personne à laquelle la Commission a délivré
l’autorisation consignée d’entrer dans cette zone.
Revocation by Licensee of Authorization to Enter
Révocation par le titulaire de permis de l’autorisation d’entrer
21. A licensee may revoke an authorization to enter a protected
area issued under section 17 or an authorization to enter an inner
area issued under section 20.
21. Le titulaire de permis peut révoquer l’autorisation d’entrer
dans une zone protégée délivrée en vertu de l’article 17 ou
l’autorisation d’entrer dans une zone intérieure délivrée en vertu
de l’article 20.
Revocation by Commission of Authorization to Enter
Révocation par la Commission de l’autorisation d’entrer
22. (1) The Commission may revoke an authorization to enter a
protected area issued to a person under section 17 or an authorization to enter an inner area issued to a person under section 18
or 20 if there are reasonable grounds to believe that the entry of
the person into the protected area or inner area will give rise to a
risk to the security of the area.
(2) If the Commission revokes an authorization to enter a protected area or an inner area, it shall immediately notify the person
whose authorization has been revoked and the licensee concerned
of the revocation and the reasons for it.
(3) If a person or a licensee referred to in subsection (2) has received a notice and has requested, within 30 days after the date of
receipt of the notice, an opportunity to be heard either orally or in
writing, the person or the licensee shall be provided with such an
opportunity in accordance with the request.
(4) On completion of a hearing held in accordance with subsection (3), the person and the licensee shall be notified of the
decision to confirm or cancel the revocation and the reasons for it.
22. (1) La Commission peut révoquer l’autorisation d’entrer
dans une zone protégée délivrée en vertu de l’article 17 ou
l’autorisation d’entrer dans une zone intérieure délivrée en vertu
des articles 18 ou 20 s’il existe des motifs raisonnables de croire
que la sécurité de ces zones peut être compromise du fait de
l’entrée de la personne.
(2) Lorsque la Commission révoque l’autorisation d’entrer dans
la zone protégée ou dans la zone intérieure, elle avise immédiatement la personne et le titulaire de permis visés de sa décision et
des motifs de celle-ci.
(3) La personne ou le titulaire de permis qui a reçu l’avis et qui,
dans les trente jours suivant la date de réception de l’avis, a demandé d’être entendu de vive voix ou par écrit est entendu conformément à la demande.
Unlocking and Opening Means
of Entry into Inner Area
Déverrouillage et ouverture des moyens
d’entrée dans la zone intérieure
23. (1) No licensee shall permit a gate, door, window or other
means of entry or exit in the structure or barrier that encloses an
inner area to be unlocked, opened or kept open unless
(a) it is kept open only for the time required to allow the passage of persons or things into or out of the inner area; and
(b) while it is open, it is kept under the direct visual surveillance of a nuclear security guard who is dedicated exclusively
to that task.
23. (1) Il est interdit au titulaire de permis de permettre qu’une
grille, une porte, une fenêtre ou toute autre entrée ou sortie pratiquée dans l’ouvrage ou la barrière entourant une zone intérieure
soit déverrouillée, ouverte ou tenue ouverte, sauf si :
a) d’une part, elle est tenue ouverte seulement pendant le temps
nécessaire à l’entrée de personnes ou objets dans la zone intérieure ou à leur sortie de celle-ci;
b) d’autre part, pendant qu’elle est ouverte, elle demeure sous
la surveillance visuelle directe d’un garde de sécurité nucléaire
exclusivement affecté à cette tâche.
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(4) Au terme de l’audience tenue conformément au paragraphe (3), la personne et le titulaire de permis sont avisés de la décision de confirmer ou d’annuler la révocation et des motifs de
celle-ci.
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(2) No licensee shall permit a gate, door, window or other
means of entry or exit in the structure or barrier that encloses an
inner area to be unlocked from the outside unless it is unlocked
by two persons who are authorized to enter the inner area in accordance with section 18, only one of whom is a nuclear security
guard.
(2) Il est interdit au titulaire de permis de permettre qu’une
grille, une porte, une fenêtre ou toute autre entrée ou sortie pratiquée dans l’ouvrage ou la barrière entourant une zone intérieure
soit déverrouillée de l’extérieur, sauf si elle l’est par deux personnes — dont l’une seulement est un garde de sécurité nucléaire —
autorisées à entrer dans la zone intérieure conformément à
l’article 18.
Unauthorized Persons
Personnes non autorisées
24. (1) No licensee shall permit an unauthorized person to enter
or remain in a protected area or an inner area.
24. (1) Il est interdit au titulaire de permis de permettre à une
personne non autorisée d’entrer ou de demeurer dans une zone
protégée ou une zone intérieure.
(2) Quiconque détecte la présence dans une zone protégée ou
une zone intérieure d’une personne dont il a des motifs raisonnables de croire qu’elle n’est pas autorisée à s’y trouver est tenu de
le signaler immédiatement au garde de sécurité nucléaire le plus
proche.
(2) If a person sees anyone in a protected area or an inner area
who the person believes, on reasonable grounds, is not authorized
to be in the area, the person shall immediately report that fact to
the nearest nuclear security guard.
Monitoring and Preventing Entry
Contrôle des entrées
25. Every licensee shall ensure that weapons and explosives are
not taken into a protected area or an inner area unless they are
under the control of a nuclear security guard or the members of a
response force.
25. Le titulaire de permis veille à ce qu’aucune arme et aucun
explosif ne soient apportés dans une zone protégée ou une zone
intérieure, sauf s’ils sont sous le contrôle d’un garde de sécurité
nucléaire ou des membres de la force d’intervention.
Monitoring and Preventing Removal
Contrôle des sorties
26. Every licensee shall ensure that Category I, II or III nuclear
material is not removed from a protected area or an inner area
unless the removal is carried out in accordance with a licence.
26. Le titulaire de permis veille à ce qu’aucune matière nucléaire de catégorie I, II ou III ne soit enlevée d’une zone protégée ou d’une zone intérieure, sauf aux termes d’un permis.
Searches
Fouilles
27. (1) Every licensee shall post, at the entrance to each protected area and inner area, a sign that is visible to any person who
is about to enter the area, stating that the licensee may not permit
persons to
(a) enter the area unless they allow a nuclear security guard to
search them and everything in their possession, including any
vehicle, for weapons and explosives; and
(b) leave the area unless they allow a nuclear security guard to
search them and everything in their possession, including any
vehicle, for Category I, II or III nuclear material.
27. (1) Le titulaire de permis affiche, à l’entrée de chaque zone
protégée et de chaque zone intérieure, un panneau bien en vue de
toute personne qui s’apprête à entrer dans la zone, qui indique que
le titulaire de permis peut lui défendre :
a) d’accéder à la zone à moins qu’elle permette à un garde de
sécurité nucléaire de fouiller sa personne et les objets en sa
possession, y compris tout véhicule, pour détecter la présence
d’armes et d’explosifs;
b) de quitter la zone à moins qu’elle permette à un garde de sécurité nucléaire de fouiller sa personne et les objets en sa possession, y compris tout véhicule, pour détecter la présence de
matières nucléaires de catégorie I, II ou III.
(2) Il est interdit au titulaire de permis de permettre à une personne qui a une autorisation d’entrer dans la zone protégée délivrée en vertu du paragraphe 17(3) ou une autorisation d’entrer
dans la zone intérieure délivrée en vertu de l’article 20 :
a) d’entrer dans la zone protégée ou la zone intérieure à moins
que la personne et les objets en sa possession, y compris tout
véhicule, aient fait l’objet d’une fouille effectuée par un garde
de sécurité nucléaire pour détecter la présence d’armes et
d’explosifs;
b) de quitter la zone protégée ou la zone intérieure à moins que
la personne et les objets en sa possession, y compris tout véhicule, aient fait l’objet d’une fouille effectuée par un garde de
sécurité nucléaire pour détecter la présence de matières nucléaires de catégorie I, II ou III.
(3) Sous réserve du paragraphe (4), il est interdit au titulaire de
permis qui a des motifs raisonnables de soupçonner qu’une personne qui a une autorisation d’entrer dans la zone protégée délivrée en vertu du paragraphe 17(2) ou une autorisation d’entrer
(2) No licensee shall permit a person who has an authorization
to enter a protected area issued under subsection 17(3) or an
authorization to enter an inner area issued under section 20 to
(a) enter the protected area or the inner area unless the person
and everything in their possession, including any vehicle, have
been searched for weapons and explosives by a nuclear security
guard; and
(b) leave the protected area or the inner area unless the person
and everything in their possession, including any vehicle, have
been searched for Category I, II or III nuclear material by a nuclear security guard.
(3) Subject to subsection (4), no licensee who has a reasonable
suspicion that a person who has an authorization to enter a protected area issued under subsection 17(2) or an authorization to
enter an inner area issued under section 18 has in their possession
1265
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
(6) A search of things, including vehicles, under this section
shall be carried out by a direct inspection of the thing or by means
of a scanner or any similar device.
dans la zone intérieure délivrée en vertu de l’article 18 a en sa
possession des armes ou des explosifs qui ne sont pas sous le
contrôle d’un garde de sécurité nucléaire ou des membres de la
force d’intervention ou des matières nucléaires de catégorie I, II
ou III sans l’autorisation du titulaire, de permettre à la personne :
a) d’entrer dans la zone protégée ou la zone intérieure à moins
que la personne et les objets en sa possession, y compris tout
véhicule, aient fait l’objet d’une fouille effectuée par un garde
de sécurité nucléaire pour détecter la présence des armes et des
explosifs;
b) de quitter la zone protégée ou la zone intérieure à moins que
la personne et les objets en sa possession, y compris tout véhicule, aient fait l’objet d’une fouille effectuée par un garde de
sécurité pour détecter la présence des matières nucléaires de
catégorie I, II ou III.
(4) Il est interdit au titulaire de permis qui a des motifs raisonnables de soupçonner qu’une personne qui se trouve dans une
zone protégée ou une zone intérieure a en sa possession des armes
ou des explosifs qui ne sont pas sous le contrôle d’un garde de
sécurité nucléaire ou des membres de la force d’intervention ou
des matières nucléaires de catégorie I, II ou III sans l’autorisation
du titulaire, de permettre à la personne de demeurer dans la zone
en question sans qu’elle et les objets dans sa possession, y compris tout véhicule, soit fouillée par un garde de sécurité nucléaire
pour détecter la présence des armes, des explosifs ou des matières
nucléaires.
(5) La fouille d’une personne prévue au présent article est :
a) une fouille menée de façon non intrusive à l’aide d’un détecteur portatif, d’un portique muni d’un détecteur de métal ou
de tout autre dispositif semblable;
b) si un garde de sécurité nucléaire estime qu’elle est nécessaire pour maintenir la sécurité, une fouille manuelle menée par
une personne du même sexe que la personne qui y est soumise
et s’étendant de la tête aux pieds, sur le devant et l’arrière du
corps, autour des jambes et dans les replis des vêtements, les
poches et les chaussures.
(6) La fouille d’un objet, y compris un véhicule, prévue au présent article, est menée en inspectant l’objet directement ou à
l’aide d’un détecteur ou de tout autre dispositif semblable.
Prohibited Activities
Activités interdites
28. (1) No person who refuses to submit to a search referred to
in section 27 shall enter or leave a protected area or an inner area.
28. (1) Quiconque refuse de se soumettre à la fouille prévue à
l’article 27 ne peut entrer dans une zone protégée ou une zone
intérieure ou la quitter.
(2) Il est interdit :
a) d’apporter des armes ou des explosifs dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf si ceux-ci sont sous le contrôle
d’un garde de sécurité nucléaire ou des membres d’une force
d’intervention;
b) d’enlever toute matière nucléaire de catégorie I, II ou III
d’une zone protégée ou d’une zone intérieure sans l’autorisation du titulaire de permis.
weapons or explosives that are not under the control of a nuclear
security guard or the members of a response force or Category I,
II or III nuclear material without the authorization of the licensee,
shall permit the person to
(a) enter the protected area or the inner area unless the person
and everything in their possession, including any vehicle, have
been searched for the weapons and explosives by a nuclear security guard; or
(b) leave the protected area or the inner area unless the person
and everything in their possession, including any vehicle, have
been searched for the Category I, II or III nuclear material by a
nuclear security guard.
(4) No licensee who has a reasonable suspicion that a person
who is in a protected area or an inner area has in their possession
weapons or explosives that are not under the control of a nuclear
security guard or members of a response force or has in their possession Category I, II or III nuclear material without the authorization of the licensee shall permit the person to remain in either
area without the person or anything in their possession, including
any vehicle, being searched by a nuclear security guard for the
weapons, explosives or nuclear material.
(5) A search of a person conducted under this section shall be
(a) a non-intrusive search carried out by means of a hand-held
scanner, a walk-through scanner or any similar device; and
(b) if a nuclear security guard determines that it is necessary in
order to maintain security, a frisk search carried out by a person of the same sex as the person being searched and extending
from head to foot, down the front and rear of the body, around
the legs and inside clothing folds, pockets and footwear.
(2) No person shall
(a) take any weapons or explosives into a protected area or an
inner area unless they are under the control of a nuclear security guard or the members of a response force; or
(b) remove any Category I, II or III nuclear material from a
protected area or an inner area without the authorization of the
licensee.
Exception for Inspectors
Exception applicable aux inspecteurs
29. Sections 17 to 22 do not apply to or in respect of an inspector who is designated to inspect a protected area or an inner
area under section 29 of the Act.
29. Les articles 17 à 22 ne s’appliquent pas à l’inspecteur désigné conformément à l’article 29 de la Loi pour inspecter une zone
protégée ou une zone intérieure.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
NUCLEAR SECURITY GUARDS
GARDES DE SÉCURITÉ NUCLÉAIRE
Number and Duties
Nombre de gardes et fonctions
30. Every licensee shall have available at a nuclear facility referred to in paragraph 2(b), at all times, a sufficient number of
nuclear security guards to enable the licensee to comply with
these Regulations and to do the following:
(a) control the movement of persons, material and vehicles;
(b) conduct searches of persons, material and vehicles for
weapons, explosives and Category I, II or III nuclear material;
(c) conduct preventive foot and vehicle patrols of the nuclear
facility and the perimeter of the protected area to inspect for
security breaches and vulnerabilities;
(d) respond to and assess alarm incidents;
(e) apprehend and detain unarmed intruders;
(f) observe and report on the movements of armed intruders;
and
(g) operate security equipment and systems.
30. Le titulaire de permis dispose en tout temps à l’installation
nucléaire visée à l’alinéa 2b) d’un nombre suffisant de gardes de
sécurité nucléaire pour lui permettre de se conformer au présent
règlement et d’exécuter les tâches suivantes :
a) contrôler les déplacements des personnes, du matériel et des
véhicules;
b) fouiller les personnes, le matériel et les véhicules pour détecter la présence d’armes, d’explosifs et de matières nucléaires
de catégorie I, II ou III;
c) mener, à pied et à bord de véhicules, des rondes de surveillance dans l’installation nucléaire et le long du périmètre de
la zone protégée pour vérifier s’il y a des manquements à la sécurité et des faiblesses sur le plan de la sécurité;
d) répondre aux signaux d’alarme et faire l’évaluation des incidents signalés;
e) appréhender et détenir les intrus non armés;
f) observer et signaler les déplacements des intrus armés;
g) assurer le fonctionnement de l’équipement et des systèmes
de sécurité.
Authorization
Autorisation de la Commission
31. (1) No licensee shall authorize a person to act as a nuclear
security guard at a nuclear facility referred to in paragraph 2(b)
without the written consent of the Commission.
31. (1) Il est interdit au titulaire de permis de désigner une personne pour agir comme garde de sécurité nucléaire à une installation nucléaire visée à l’alinéa 2b) sans l’autorisation écrite de la
Commission.
(2) La demande d’autorisation présentée à la Commission est
signée par le titulaire de permis et comprend les renseignements
et documents suivants au sujet de la personne en cause :
a) les renseignements et les documents visés au paragraphe 17(2);
b) le formulaire TBS/SCT 330-279, intitulé Évaluation de la
sécurité du personnel pour les niveaux I et II, compte tenu de
ses modifications successives, rempli et signé par la personne;
c) le formulaire TBS/SCT 330-23, intitulé Demande de vérification du personnel et d’autorisation, compte tenu de ses modifications successives, rempli et signé par elle;
d) un document émanant du Centre canadien de renseignements de la police indiquant les résultats de la vérification de
casier judiciaire faite à son égard;
e) une preuve documentaire établissant qu’elle est un citoyen
canadien ou un résident permanent au sens de la Loi sur
l’immigration;
f) un certificat médical signé par un médecin autorisé à pratiquer dans la province où elle sera affectée, attestant que son
état physique et mental lui permet d’accomplir les tâches que
lui confiera vraisemblablement le titulaire de permis.
(2) An application to the Commission for its consent to the
authorization of a person to act as a nuclear security guard shall
be signed by the licensee concerned and shall contain the following information and documents concerning the person in respect
of whom the consent is sought:
(a) the information and documents referred to in subsection 17(2);
(b) Personnel Security Assessment for Level I and II form
TBS/SCT 330-279, as amended from time to time, completed
and signed by the person;
(c) Personnel Screening Request and Authorization form
TBS/SCT 330-23, as amended from time to time, completed
and signed by the person;
(d) a record emanating from the Canadian Police Information
Centre, showing the results of the Centre’s criminal record
name check on the person;
(e) documentary proof that the person is a Canadian citizen or a
permanent resident within the meaning of the Immigration Act;
and
(f) a medical certificate, signed by a doctor who is licensed to
practise medicine in the province where the person will be assigned, certifying that the person is mentally and physically
able to perform the tasks that are likely to be assigned by the licensee.
(3) The Commission shall give its consent to the licensee and
the person after receiving an application referred to in subsection (2) if there are reasonable grounds to believe that the authorization of the person will not give rise to a risk to the security of
the nuclear facility.
(3) La Commission donne son autorisation sur réception de la
demande visée au paragraphe (2) s’il existe des motifs raisonnables de croire que la sécurité de l’installation nucléaire n’en sera
pas compromise.
1267
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
(4) The Commission shall give its consent subject to any terms
and conditions that are necessary to minimize the risk to the security of the nuclear facility.
(5) Every licensee shall give to a person in respect of whom a
consent has been sought, on the person’s request, a copy of any
information and documents referred to in subsection (2) that the
licensee possesses.
(4) La Commission assortit son autorisation des conditions nécessaires pour réduire au minimum tout risque pour la sécurité de
l’installation nucléaire.
(5) Le titulaire de permis remet sur demande à la personne pour
laquelle l’autorisation a été sollicitée une copie des renseignements et des documents visés au paragraphe (2) qu’il a en sa possession.
Refusal of Consent by Commission
Refus de l’autorisation de la Commission
32. (1) The Commission shall notify a licensee who has applied
for the Commission’s consent to the authorization of a person to
act as a nuclear security guard, and the person in respect of whom
the consent has been sought, of a proposed decision not to give its
consent, as well as the basis for the proposed decision, at least
30 days before refusing to give its consent.
(2) The notice shall include a description of the licensee’s and
the person’s right to be provided with an opportunity to be heard
in accordance with subsection (3).
(3) If a licensee or a person referred to in subsection (1) has received a notice and has requested, within 30 days after the date of
receipt of the notice, an opportunity to be heard either orally or in
writing, the licensee or the person shall be provided with such an
opportunity in accordance with the request.
(4) On completion of a hearing held in accordance with subsection (3), the licensee and the person shall be notified of the
decision and the reasons for it.
(5) If neither the licensee nor the person requests an opportunity to be heard within the 30-day period, they shall be notified of
the decision and the reasons for it.
32. (1) La Commission avise le titulaire de permis qui a demandé l’autorisation de la désignation d’une personne comme
garde de sécurité nucléaire, et cette personne, de la décision proposée de ne pas l’accorder, ainsi que le fondement de cette décision, au moins trente jours avant de refuser l’autorisation.
(4) Au terme de l’audience tenue conformément au paragraphe (3), le titulaire de permis et la personne sont avisés de la décision et des motifs de celle-ci.
(5) Si, dans la période de 30 jours, aucune demande n’est faite
pour être entendu, le titulaire de permis et la personne sont avisés
de la décision et des motifs de celle-ci.
Revocation of Consent by Commission
Révocation de l’autorisation de la Commission
33. (1) The Commission may revoke its consent to the authorization of a person to act as a nuclear security guard if there are
reasonable grounds to believe that the person poses or could pose
a risk to the security of a nuclear facility referred to in paragraph 2(b).
(2) If the Commission revokes its consent to the authorization
of a person to act as a nuclear security guard, it shall immediately
notify the licensee and the person concerned of the revocation and
the reasons for it.
(3) If a licensee or a person referred to in subsection (2) has received a notice and has requested, within 30 days after the date of
receipt of the notice, an opportunity to be heard either orally or in
writing, the licensee or the person shall be provided with such an
opportunity in accordance with the request.
(4) On completion of a hearing held in accordance with subsection (3), the licensee and the person shall be notified of the
decision to confirm or cancel the revocation and the reasons for it.
33. (1) La Commission peut révoquer l’autorisation de la désignation d’une personne comme garde de sécurité nucléaire s’il
existe des motifs raisonnables de croire que la personne peut ou
pourrait compromettre la sécurité de l’installation nucléaire visée
à l’alinéa 2b).
(2) Lorsque la Commission révoque l’autorisation, elle avise
immédiatement le titulaire de permis et la personne concernés de
sa décision et des motifs de celle-ci.
Training
Formation
34. (1) Every licensee shall train each of its nuclear security
guards in respect of the relevant and current security duties and
responsibilities.
(2) Every licensee shall, immediately before authorizing a person to act as a nuclear security guard, examine the person’s familiarity with the relevant and current security duties and responsibilities.
34. (1) Le titulaire de permis donne à chacun de ses gardes de
sécurité nucléaire une formation sur les fonctions et les responsabilités courantes et applicables en matière de sécurité.
(2) Immédiatement avant de désigner une personne pour agir
comme garde de sécurité nucléaire, le titulaire de permis vérifie
que la personne connaît bien les fonctions et les responsabilités
courantes et applicables en matière de sécurité.
1268
(2) L’avis mentionne également le droit du titulaire de permis
et de la personne de se voir accorder la possibilité d’être entendus
conformément au paragraphe (3).
(3) Le titulaire de permis ou la personne qui a reçu l’avis et qui,
dans les trente jours suivant la date de réception de l’avis, a demandé d’être entendu de vive voix ou par écrit est entendu conformément à la demande.
(3) Le titulaire de permis ou la personne qui a reçu l’avis et qui,
dans les trente jours suivant la date de réception de l’avis, a demandé d’être entendu de vive voix ou par écrit est entendu conformément à la demande.
(4) Au terme de l’audience tenue conformément au paragraphe (3), le titulaire de permis et la personne sont avisés de la décision de confirmer ou d’annuler la révocation et des motifs de
celle-ci.
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
PROTECTION ARRANGEMENTS AND SECURITY DRILLS
ARRANGEMENTS EN MATIÈRE DE PROTECTION ET
EXERCICES DE SÉCURITÉ
Protection Arrangements with Response Force
Arrangements avec une force d’intervention
35. (1) Every licensee shall make written arrangements with a
response force to provide for the protection of Category I nuclear
material, Category II nuclear material and a nuclear facility referred to in paragraph 2(b).
(2) The arrangements shall include provisions
(a) to ensure that immediate communication between the security monitoring room and the response force can be established
at any time;
(b) to ensure that the response force can make an effective intervention when requested to do so by the licensee;
(c) for the installation of a two-way radio referred to in subparagraph 15(2)(c)(i) and an alarm device referred to in subparagraph 15(2)(c)(ii);
(d) for annual familiarization visits to the nuclear facility by officers of the response force; and
(e) for consultation among the licensee, the response force and
the Commission regarding the arrangements, the resources and
equipment available to the licensee and the response force, and
any other matter relating to the security of the nuclear facility.
35. (1) Le titulaire de permis prend par écrit des arrangements
avec une force d’intervention pour assurer la protection des matières nucléaires des catégorie I et II et de l’installation nucléaire
visée à l’alinéa 2b).
(2) Les arrangements prévoient notamment ce qui suit :
a) l’établissement d’une communication immédiate à tout moment entre le local de surveillance et la force d’intervention;
b) la défense efficace par la force d’intervention lorsque le titulaire de permis le demande;
c) l’installation du poste émetteur-récepteur visé au sousalinéa 15(2)c)(i) et du dispositif d’alarme visé au sousalinéa 15(2)c)(ii);
d) la visite annuelle de l’installation nucléaire par les agents de
la force d’intervention afin qu’ils se familiarisent avec celle-ci;
e) la consultation entre le titulaire de permis, la force d’intervention et la Commission au sujet des arrangements, des ressources et de l’équipement dont disposent le titulaire de permis
et la force d’intervention, et toute autre question liée à la sécurité de l’installation nucléaire.
Security Drills
Exercices de sécurité
36. Every licensee shall conduct a security drill at least once
every six months to test the operation of the security equipment,
systems and procedures at a nuclear facility referred to in paragraph 2(b).
36. Le titulaire de permis tient un exercice de sécurité au moins
une fois tous les six mois pour mettre à l’épreuve le fonctionnement de l’équipement, des systèmes et des procédures de sécurité
de l’installation nucléaire visée à l’alinéa 2b).
RECORDS TO BE KEPT, RETAINED AND MADE AVAILABLE
DOCUMENTS À CONSERVER ET À FOURNIR
37. (1) Every licensee shall
(a) keep a record of the name of each person to whom an
authorization to enter a protected area or an inner area has been
issued;
(b) retain the record for one year after the authorization expires
or is revoked; and
(c) make a copy of the record available to its nuclear security
guards.
(2) Every licensee shall keep a record of the duties and responsibilities of its nuclear security guards and shall give a copy of
that record to each of them.
(3) Every licensee shall keep a record of the training received
by each of its nuclear security guards.
37. (1) Le titulaire de permis :
a) tient un document où il consigne le nom de chaque personne
à laquelle a été délivrée une autorisation d’entrer dans une zone
protégée ou une zone intérieure;
b) conserve le document pendant un an suivant l’expiration de
l’autorisation ou sa révocation;
c) met une copie du document à la disposition de ses gardes de
sécurité nucléaire.
(2) Le titulaire de permis tient un document où il consigne les
fonctions et les responsabilités de ses gardes de sécurité nucléaire
et en remet une copie à chacun d’eux.
(3) Le titulaire de permis tient un document où il consigne la
formation reçue par chacun de ses gardes de sécurité nucléaire.
COMING INTO FORCE
ENTRÉE EN VIGUEUR
38. These Regulations come into force on the day on which
they are approved by the Governor in Council.
38. Le présent règlement entre en vigueur à la date de son
agrément par le gouverneur en conseil.
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
SCHEDULE
(Section 1)
CATEGORY I, II AND III NUCLEAR MATERIAL
Column 1
Column 2
Column 3
Column 4
Column 5
Item
Nuclear Substance
Form
Quantity
(Category I)1
Quantity
(Category II)1
Quantity
(Category III)1
1.
2.
Unirradiated3
2 kg or more
5 kg or more
Unirradiated3 ÿ uranium
enriched to 20ÿ 235U or more
N/A
Uranium 235
Unirradiated3 ÿ uranium
enriched to 10ÿ 235U or more, but
less than 20ÿ 235U
N/A
Uranium 235
Unirradiated3 ÿ uranium
enriched above natural, but less
235
than 10ÿ U
Uranium 233
Unirradiated3
2 kg or more
N/A
Fuel consisting of depleted or Irradiated
natural uranium, thorium or
low-enriched fuel (less than
10ÿ fissile content)4
Less than 2 kg, but more than 500 g
Less than 5 kg, but more than 1 kg
500 g or less, but more than 15 g
1 kg or less, but more than 15 g
10 kg or more
Less than 10 kg, but more than 1 kg
N/A
10 kg or more
Less than 2 kg, but more than 500 g
More than 500 g of plutonium
500 g or less, but more than 15 g
500 g or less, but more than 15 g of
plutonium
Plutonium2
Uranium 235
3.
4.
5.
6.
ANNEXE
(article 1)
MATIÈRES NUCLÉAIRES DES CATÉGORIES I, II ET III
Colonne 1
Article Substance nucléaire
1.
2.
Plutonium2
Uranium 235
3.
Uranium 235
4.
Uranium 235
5.
6.
Uranium 233
Combustible composé
d’uranium appauvri ou
naturel, thorium ou
combustible faiblement enrichi
(moins de 10 ÿde teneur en
matières fissiles)4
Colonne 2
Colonne 3
Colonne 4
Colonne 5
Forme
Quantité
(catégorie I)1
Quantité
(catégorie II)1
Quantité
(catégorie III)1
2 kg ou plus
5 kg ou plus
Plus de 500 g et moins de 2 kg
Plus de 1 kg et moins de 5 kg
Plus de 15 g et au plus 500 g
Plus de 15 g et au plus 1 kg
S/O
10 kg ou plus
Plus de 1 kg et moins de 10 kg
S/O
S/O
10 kg ou plus
2 kg ou plus
S/O
Plus de 500 g et moins de 2 kg
Plus de 500 g de plutonium
Plus de 15 g et au plus 500 g
Plus de 15 g et au plus 500 g de
plutonium
Non irradié3
Non irradié3 ÿ uranium enrichi
à 20 ÿ ou plus en 235U
Non irradié3 ÿ uranium enrichi
à 10 ÿ ou plus en 235U, mais à
moins de 20 ÿ en 235U
Non irradié3 ÿ uranium enrichi
plus que l’uranium naturel,
mais moins de 10 ÿ en 235U
Non irradié3
Irradié
1. The quantities listed refer to the aggregate of each kind of
nuclear substance located at a facility, excluding the following (which are considered separate quantities):
(a) any quantity of the nuclear substance that is not within
1 000 m of another quantity of the nuclear substance; and
(b) any quantity of the nuclear substance that is located in a
locked building or a structure offering similar resistance
to unauthorized entry.
2. All plutonium except that with isotopic concentration exceeding 80ÿ in plutonium 238.
3. Material not irradiated in a reactor or material irradiated in a
reactor but with a radiation level equal to or less than 1 Gy/h
at 1 m unshielded.
1270
1. Les quantités énumérées se rapportent à l’ensemble de chaque type de substance nucléaire se trouvant dans l’installation, à l’exclusion des quantités suivantes (considérées
comme distinctes) :
a) toute quantité de la substance nucléaire se trouvant à plus
de 1 000 m de toute autre quantité de cette substance;
b) toute quantité de la substance nucléaire se trouvant dans
un bâtiment verrouillé ou un ouvrage protégé d’une façon
analogue contre toute entrée non autorisée.
2. Tout le plutonium sauf s’il a une concentration isotopique
dépassant 80 ÿ en plutonium 238.
3. Matière non irradiée dans un réacteur ou matière irradiée
dans un réacteur mais ayant une intensité de rayonnement
égale ou inférieure à 1 Gy/h à 1 mètre de distance sans blindage.
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-209
4. Other fuel that by virtue of its original fissile content is classified as Category I or II before irradiation may be reduced
one category level while the radiation level from the fuel exceeds 1 Gy/h at 1 m unshielded.
4. Les autres combustibles qui, en raison de leur teneur originale en matières fissiles, sont classés dans la catégorie I ou
dans la catégorie II avant irradiation peuvent être classés
dans la catégorie directement inférieure si l’intensité de
rayonnement du combustible dépasse 1 Gy/h à 1 mètre de
distance sans blindage.
N.B. The Regulatory Impact Analysis Statement for these
Regulations appears at page 1142, following
SOR/2000-202.
N.B. Le Résumé de l’étude d’impact de la réglementation de
ce règlement se trouve à la page 1142, suite au
DORS/2000-202.
Published by the Queen’s Printer for Canada, 2000
Publié par l’Imprimeur de la Reine pour le Canada, 2000
1271
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-210
Registration
SOR/2000-210 31 May, 2000
Enregistrement
DORS/2000-210 31 mai 2000
NUCLEAR SAFETY AND CONTROL ACT
LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION
NUCLÉAIRES
Nuclear Non-proliferation Import and Export
Control Regulations
Règlement sur le contrôle de l’importation et de
l’exportation aux fins de la non-prolifération
nucléaire
P.C. 2000-790 31 May, 2000
C.P. 2000-790 31 mai 2000
Her Excellency the Governor General in Council, on the recommendation of the Minister of Natural Resources, pursuant to
section 44 of the Nuclear Safety and Control Acta, hereby approves the annexed Nuclear Non-proliferation Import and Export
Control Regulations made by the Canadian Nuclear Safety Commission on May 31, 2000.
Sur recommandation du ministre des Ressources naturelles et
en vertu de l’article 44 de la Loi sur la sûreté et la réglementation
nucléairesa, Son Excellence la Gouverneure générale en conseil
agrée le Règlement sur le contrôle de l’importation et de
l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire, ci-après,
pris le 31 mai 2000 par la Commission canadienne de sûreté nucléaire.
———
———
a
S.C. 1997, c. 9
1272
a
L.C. 1997, ch. 9
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-210
CANADIAN NUCLEAR SAFETY COMMISSION
COMMISSION CANADIENNE DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE
NUCLEAR NON-PROLIFERATION IMPORT
AND EXPORT CONTROL REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LE CONTRÔLE DE
L’IMPORTATION ET DE L’EXPORTATION
AUX FINS DE LA NON-PROLIFÉRATION NUCLÉAIRE
Table of Contents
Table des matières
1.
2.
3.
4.
5.
Interpretation
Application
Application for Licence to Import or Export
Exemptions from Licence Requirement
Coming into Force
SCHEDULE CONTROLLED NUCLEAR SUBSTANCES,
EQUIPMENT AND INFORMATION
1.
2.
3.
4.
5.
Définitions
Champ d’application
Permis d’importation ou d’exportation
Activités exemptées
Entrée en vigueur
ANNEXE SUBSTANCES, ÉQUIPEMENT ET RENSEIGNEMENTS NUCLÉAIRES CONTRÔLÉS
1273
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-210
NUCLEAR NON-PROLIFERATION IMPORT AND
EXPORT CONTROL REGULATIONS
RÈGLEMENT SUR LE CONTRÔLE DE
L’IMPORTATION ET DE L’EXPORTATION
AUX FINS DE LA NON-PROLIFÉRATION NUCLÉAIRE
INTERPRETATION
DÉFINITIONS
1. (1) The definitions in this subsection apply in these Regulations.
“Act” means the Nuclear Safety and Control Act. (Loi)
“controlled nuclear equipment” means the controlled nuclear
equipment and the parts and components for controlled nuclear
equipment referred to in the schedule. (équipement nucléaire
contrôlé)
“controlled nuclear information” means the controlled nuclear
information referred to in the schedule. (renseignement nucléaire contrôlé)
“controlled nuclear substance” means a controlled nuclear substance referred to in the schedule. (substance nucléaire contrôlée)
“transit” means the process of being transported through Canada
after being imported into and before being exported from
Canada, in a situation where the place of initial loading and the
final destination are outside Canada. (transit)
(2) All controlled nuclear substances are prescribed as nuclear
substances for the purpose of paragraph (d) of the definition “nuclear substance” in section 2 of the Act, with respect to the import
and export of those substances.
(3) All controlled nuclear equipment is prescribed equipment
for the purposes of the Act, with respect to the import and export
of that equipment.
(4) All controlled nuclear information is prescribed information
for the purposes of the Act, with respect to the import and export
of that information, unless it is made public in accordance with
the Act, the regulations made under the Act or a licence.
1. (1) Les définitions qui suivent s’appliquent au présent règlement.
« équipement nucléaire contrôlé » Tout équipement nucléaire
contrôlé et ses pièces et ses composants mentionnés à l’annexe.
(controlled nuclear equipment)
« Loi » La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (Act)
« renseignement nucléaire contrôlé » Tout renseignement nucléaire contrôlé mentionné à l’annexe. (controlled nuclear information)
« substance nucléaire contrôlée » Toute substance nucléaire contrôlée mentionnée à l’annexe. (controlled nuclear substance)
« transit » Transport via le Canada après l’importation et avant
l’exportation, lorsque le point de chargement initial et la destination finale sont à l’étranger. (transit)
APPLICATION
CHAMP D’APPLICATION
2. Le présent règlement s’applique à l’importation et à
l’exportation des substances nucléaires contrôlées, de l’équipement nucléaire contrôlé et des renseignements nucléaires contrôlés.
2. These Regulations apply in respect of the import and export
of controlled nuclear substances, controlled nuclear equipment
and controlled nuclear information.
APPLICATION FOR LICENCE TO IMPORT OR EXPORT
3. An application for a licence to import or export a controlled
nuclear substance, controlled nuclear equipment or controlled
nuclear information shall contain the following information:
(a) the applicant’s name, address and telephone number;
(b) a description of the substance, equipment or information,
including its quantity and the number of the paragraph of the
schedule in which it is referred to;
(c) the name and address of the supplier;
(d) the country of origin of the substance, equipment or information;
(e) the name, address and, where the application is for a licence
to import, telephone number of each consignee;
(f) the intended end-use of the substance, equipment or information by the final consignee and the intended end-use location;
(g) the number of any licence to possess the substance, equipment or information; and
1274
(2) Les substances nucléaires contrôlées sont désignées substances nucléaires pour l’application de l’alinéa d) de la définition
de « substance nucléaire » à l’article 2 de la Loi, en ce qui concerne leur importation et leur exportation.
(3) L’équipement nucléaire contrôlé est désigné équipement
réglementé pour l’application de la Loi, en ce qui concerne son
importation et son exportation.
(4) Les renseignements nucléaires contrôlés sont désignés renseignements réglementés pour l’application de la Loi, en ce qui
concerne leur importation et leur exportation, à moins qu’ils
soient rendus publics conformément à la Loi, à ses règlements ou
à un permis.
PERMIS D’IMPORTATION OU D’EXPORTATION
3. La demande de permis pour importer ou exporter une substance nucléaire contrôlée, un équipement nucléaire contrôlé ou
des renseignements nucléaires contrôlés comprend les renseignements suivants :
a) les nom, adresse et numéro de téléphone du demandeur;
b) une description de la substance, de l’équipement ou des renseignements, précisant notamment la quantité ainsi que le numéro du paragraphe de l’annexe qui y fait référence;
c) les nom et adresse du fournisseur;
d) le nom du pays d’origine de la substance, de l’équipement
ou des renseignements;
e) les nom, adresse et, dans le cas d’une demande de permis
d’importation, le numéro de téléphone de chaque destinataire;
f) l’utilisation ultime de la substance, de l’équipement ou des
renseignements que projette de faire le dernier destinataire, ainsi que le lieu de cette utilisation;
g) le numéro de tout permis permettant d’avoir en sa possession la substance, l’équipement ou les renseignements;
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-210
(h) where the application is in respect of a controlled substance
that is Category I, II or III nuclear material, as defined in section 1 of the Nuclear Security Regulations, the measures that
will be taken to facilitate Canada’s compliance with the Convention on the Physical Protection of Nuclear Material,
INFCIRC/274/Rev.1.
h) lorsque la demande vise une substance nucléaire contrôlée
qui est une matière nucléaire de catégorie I, II ou III au sens de
l’article 1 du Règlement sur la sécurité nucléaire, les mesures
qui seront prises pour faciliter le respect, par le Canada, de la
Convention relative à la protection matérielle des matières nucléaires, INFCIRC/274/Rév. 1.
EXEMPTIONS FROM LICENCE REQUIREMENT
ACTIVITÉS EXEMPTÉES
4. (1) A person may carry on any of the following activities
without a licence to carry on that activity:
(a) import a controlled nuclear substance referred to in Part B
of the schedule that is not a radioactive nuclide;
(b) import controlled nuclear equipment referred to in paragraph A.3 or Part B of the schedule;
(c) import controlled nuclear information that relates to a controlled nuclear substance or controlled nuclear equipment referred to in paragraph A.3 or Part B of the schedule;
(d) import a controlled nuclear substance, controlled nuclear
equipment or controlled nuclear information for the purpose of
placing it in transit; or
(e) export a controlled nuclear substance, controlled nuclear
equipment or controlled nuclear information after it has been in
transit.
(2) For greater certainty, the exemptions established in subsection (1) relate only to the activities specified in that subsection
and do not derogate from the licence requirement imposed by
section 26 of the Act in relation to other activities.
4. (1) Toute personne peut exercer les activités suivantes sans y
être autorisée par permis :
a) importer des substances nucléaires contrôlées mentionnées à
la partie B de l’annexe, qui ne sont pas des radionucléides;
b) importer de l’équipement nucléaire contrôlé mentionné au
paragraphe A.3 ou à la partie B de l’annexe;
c) importer des renseignements nucléaires contrôlés qui traitent
des substances nucléaires contrôlées et de l’équipement nucléaire contrôlé mentionnés au paragraphe A.3 ou à la partie B
de l’annexe;
d) importer des substances nucléaires contrôlées, de l’équipement nucléaire contrôlé ou des renseignements nucléaires contrôlés en vue d’un transit;
e) exporter des substances nucléaires contrôlées, de l’équipement nucléaire contrôlé ou des renseignements nucléaires contrôlés lorsque cette exportation suit un transit.
(2) Il demeure entendu que les exemptions prévues au paragraphe (1) ne visent que les activités qui y sont spécifiées et
n’écartent pas l’obligation, prévue à l’article 26 de la Loi,
d’obtenir un permis ou une licence pour exercer d’autres activités.
COMING INTO FORCE
ENTRÉE EN VIGUEUR
5. These Regulations come into force on the day on which they
are approved by the Governor in Council.
5. Le présent règlement entre en vigueur à la date de son agrément par le gouverneur en conseil.
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2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
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SCHEDULE
(Sections 1 and 4)
ANNEXE
(articles 1 et 4)
CONTROLLED NUCLEAR SUBSTANCES,
EQUIPMENT AND INFORMATION
The following lists are reproduced, in rearranged form and with
some modifications, from International Atomic Energy Agency
Information Circulars INFCIRC/254/Rev.3/Part 1, INFCIRC/254/
Rev.3/Part 2 and INFCIRC/209/Rev.1.
SUBSTANCES, ÉQUIPEMENT ET
RENSEIGNEMENTS NUCLÉAIRES CONTRÔLÉS
Les listes suivantes sont une reproduction, sous une présentation
nouvelle et avec quelques modifications, des Circulaires d’information de l’Agence internationale de l’énergie atomique, portant
les numéros INFCIRC/254/Rév.3/Partie 1, INFCIRC/254/ Rév. 3/
Partie 2 et INFCIRC/209/Rév. 1.
PART A
PARTIE A
LIST OF NUCLEAR ITEMS
LISTE DES ARTICLES À CARACTÈRE NUCLÉAIRE
A.1. CONTROLLED NUCLEAR SUBSTANCES
A.1. SUBSTANCES NUCLÉAIRES CONTRÔLÉES
A.1.1.
Special fissionable material, as follows:
(a) plutonium and all isotopes, alloys and compounds and any material that contains any of
the foregoing, other than plutonium 238 that is
contained in heart pacemakers; and
(b) uranium 233, uranium enriched in the isotopes 235 or 233 and all alloys and compounds
and any material that contains any of the foregoing.
A.1.1.
Produits fissiles spéciaux, comme suit :
a) plutonium et tout isotope, alliage et composé et
toute matière contenant l’une ou l’autre des matières susmentionnées, autres que le plutonium 238 contenu dans les stimulateurs cardiaques;
b) uranium 233, uranium enrichi en uranium 235
ou 233 et tout alliage et composé et toute autre
matière contenant l’une ou l’autre des matières
susmentionnées.
A.1.2.
Source material
Source materials that are in any form, including ore,
concentrate, compound, metal or alloy, or that are incorporated in any substance other than medicinals
and in which the concentration of source material is
greater than 0.05 weight ÿ, as follows:
(a) uranium that contains the mixture of isotopes
that occurs in nature;
(b) uranium that is depleted in the isotope 235; and
(c) thorium.
A.1.2.
Matière brute
Matières brutes suivantes sous toute forme, notamment de minerai, de concentrés, de composés, de
métal ou d’alliage, ou qui sont contenues dans toute
substance, autre que des substances médicinales,
dans laquelle la concentration de matière brute est
supérieure à 0,05 ÿ en poids :
a) uranium qui contient le mélange d’isotopes présents dans la nature;
b) uranium appauvri en uranium 235;
c) thorium.
A.1.3.
Deuterium and heavy water
Deuterium, heavy water (deuterium oxide) and any
other deuterium compound in which the ratio of
deuterium to hydrogen atoms exceeds 1:5,000.
A.1.3.
Deutérium et eau lourde
Deutérium, eau lourde (oxyde de deutérium) et tout
autre composé de deutérium dans lequel le rapport
atomique deutérium/hydrogène dépasse 1:5 000.
A.1.4.
Nuclear grade graphite
Graphite having a purity level better than 5 ppm
boron equivalent and with a density greater than
1.50 g/cm3.
A.1.4.
Graphite de pureté nucléaire
Graphite d’une pureté supérieure à 5 ppm d’équivalent en bore et d’une densité de plus de 1,50 g/cm3.
A.1.5.
Tritium
Tritium, tritium compounds or mixtures containing
tritium in which the ratio of tritium to hydrogen by
atoms exceeds 1 part in 1 000 and products that contains any of the foregoing.
A.1.5.
Tritium
Tritium, composés de tritium ou mélanges contenant
du tritium dans lesquels le rapport du tritium à
l’hydrogène en atomes est supérieur à une partie par
millier, et produits qui contiennent l’une de ces
substances.
A.2. CONTROLLED NUCLEAR EQUIPMENT
A.2.1.
1276
Nuclear reactors and especially designed or prepared equipment and components therefor, including:
A.2. ÉQUIPEMENT NUCLÉAIRE CONTRÔLÉ
A.2.1.
Réacteurs nucléaires et équipements et composants
spécialement conçus ou préparés pour ces réacteurs,
notamment :
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A.2.1.1.
Complete nuclear reactors
Nuclear reactors capable of operation so as to maintain a controlled self-sustaining fission chain reaction.
A.2.1.1.
Réacteurs nucléaires complets
Réacteurs nucléaires pouvant fonctionner de manière
à maintenir une réaction de fission en chaîne autoentretenue contrôlée.
A.2.1.2.
Nuclear reactor vessels
Metal vessels, or major shop-fabricated parts therefor, especially designed or prepared to contain the
core of a nuclear reactor as well as reactor internals
as defined in paragraph A.2.1.8.
A.2.1.2.
Cuves pour réacteurs nucléaires
Cuves métalliques, ou éléments préfabriqués importants de telles cuves, qui sont spécialement conçues
ou préparées pour contenir le coeur d’un réacteur nucléaire ainsi que les internes de réacteur au sens donné à cette expression au paragraphe A.2.1.8.
A.2.1.3.
Nuclear reactor fuel charging and discharging machines
Manipulative equipment especially designed or prepared for inserting or removing fuel in a nuclear reactor.
A.2.1.3.
Machines pour le chargement et le déchargement du
combustible nucléaire
Matériel de manutention spécialement conçu ou préparé pour introduire ou extraire le combustible d’un
réacteur nucléaire.
A.2.1.4.
Nuclear reactor control rods and equipment
Especially designed or prepared rods, support or suspension structures therefor, rod drive mechanisms or
rod guide tubes to control the fission process in a nuclear reactor.
A.2.1.4.
Barres de commande pour réacteurs et équipements
connexes
Barres spécialement conçues ou préparées pour maîtriser le processus de fission dans un réacteur nucléaire, et structures de support ou de suspension,
mécanismes d’entraînement ou tubes de guidage des
barres de commande.
A.2.1.5.
Nuclear reactor pressure tubes
Tubes which are especially designed or prepared to
contain fuel elements and the primary coolant in a
nuclear reactor at an operating pressure in excess of
50 atmospheres.
A.2.1.5.
Tubes de force pour réacteurs
Tubes spécialement conçus ou préparés pour contenir
les éléments combustibles et le fluide de refroidissement primaire d’un réacteur nucléaire, à des pressions de travail supérieures à 50 atmosphères.
A.2.1.6.
Zirconium tubes
Zirconium metal and alloys in the form of tubes or
assemblies of tubes, especially designed or prepared
for use in a nuclear reactor and in which the relation
of hafnium to zirconium is less than 1:500 parts by
weight.
A.2.1.6.
Tubes de zirconium
Zirconium métallique et alliages à base de zirconium,
sous forme de tubes ou d’assemblages de tubes, spécialement conçus ou préparés pour être utilisés dans
un réacteur nucléaire, et dans lesquels le rapport hafnium/zirconium est inférieur à 1:500 parties en poids.
A.2.1.7.
Primary coolant pumps
Pumps especially designed or prepared for circulating the primary coolant for nuclear reactors.
A.2.1.7.
Pompes du circuit primaire de refroidissement
Pompes spécialement conçues ou préparées pour
faire circuler le fluide de refroidissement primaire
pour réacteurs nucléaires.
A.2.1.8.
Nuclear reactor internals
Nuclear reactor internals especially designed or prepared for use in a nuclear reactor including support
columns for the core, fuel channels, thermal shields,
baffles, core grid plates, and diffuser plates.
A.2.1.8.
Internes de réacteur nucléaire
Internes de réacteur nucléaire spécialement conçus
ou préparés pour utilisation dans un réacteur nucléaire, y compris les colonnes de support du coeur,
les canaux de combustible, les écrans thermiques, les
déflecteurs, les plaques à grille du coeur et les plaques de répartition.
A.2.1.9.
Heat exchangers
Heat exchangers (steam generators) especially designed or prepared for use in the primary coolant circuit of a nuclear reactor.
A.2.1.9.
Échangeurs de chaleur
Échangeurs de chaleur (générateurs de vapeur) spécialement conçus ou préparés pour utilisation dans le
circuit de refroidissement primaire d’un réacteur nucléaire.
A.2.1.10.
Neutron detection and measuring instruments
Especially designed or prepared neutron detection
and measuring instruments for determining neutron
flux within the core of a nuclear reactor.
A.2.1.10.
Instruments de détection et de mesure des neutrons
Instruments de détection et de mesure des neutrons
spécialement conçus ou préparés pour évaluer les
flux de neutrons dans le coeur d’un réacteur nucléaire.
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2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-210
A.2.2.
Plants for the reprocessing of irradiated fuel elements, and equipment especially designed or prepared therefor, including:
A.2.2.
Usines de retraitement d’éléments combustibles irradiés et matériel spécialement conçu ou préparé à
cette fin, notamment :
A.2.2.1.
Irradiated fuel element chopping machines
Remotely operated equipment especially designed or
prepared for use in a reprocessing plant as identified
above and intended to cut, chop or shear irradiated
nuclear fuel assemblies, bundles or rods.
A.2.2.1.
Machines à dégainer les éléments combustibles irradiés
Machines télécommandées spécialement conçues ou
préparées pour être utilisées dans une usine de retraitement susmentionnée, et destinées à désassembler, découper ou cisailler des assemblages, faisceaux ou barres de combustible nucléaire irradiés.
A.2.2.2.
Dissolvers
Critically safe tanks (e.g. small diameter, annular or
slab tanks) especially designed or prepared for use in
a reprocessing plant as identified above, intended for
the dissolution of irradiated nuclear fuel and which
are capable of withstanding hot, highly corrosive liquid, and which can be remotely loaded and maintained.
A.2.2.2.
Dissolveurs
Récipients protégés contre le risque de criticité (de
petit diamètre, annulaires ou plats) spécialement conçus ou préparés en vue d’être utilisés dans une usine
de retraitement susmentionnée, pour dissoudre du
combustible nucléaire irradié, capables de résister à
des liquides fortement corrosifs chauds et dont le
chargement et l’entretien peuvent être télécommandés.
A.2.2.3.
Solvent extractors and solvent extraction equipment
Especially designed or prepared solvent extractors
such as packed or pulse columns, mixer settlers or
centrifugal contactors for use in a plant for the reprocessing of irradiated fuel. Solvent extractors must
be resistant to the corrosive effect of nitric acid. Solvent extractors are normally fabricated to extremely
high standards (including special welding and inspection and quality assurance and quality control
techniques) out of low carbon stainless steels, titanium, zirconium or other high-quality materials.
A.2.2.3.
Extracteurs et équipements d’extraction par solvant
Extracteurs, tels que colonnes pulsées ou garnies,
mélangeurs-décanteurs et extracteurs centrifuges,
spécialement conçus ou préparés pour être utilisés
dans une usine de retraitement de combustible irradié. Les extracteurs doivent pouvoir résister à
l’action corrosive de l’acide nitrique. Les extracteurs
sont normalement fabriqués, selon des exigences très
strictes (notamment techniques spéciales de soudage,
d’inspection, et d’assurance et contrôle de la qualité),
en acier inoxydable à bas carbone, titane, zirconium
ou autres matériaux à haute résistance.
A.2.2.4.
Chemical holding or storage vessel
Especially designed or prepared holding or storage
vessels for use in a plant for the reprocessing of irradiated fuel. The holding or storage vessels must be
resistant to the corrosive effect of nitric acid. The
holding or storage vessels are normally fabricated of
materials such as low carbon stainless steels, titanium or zirconium, or other high-quality materials.
Holding or storage vessels may be designed for remote operation and maintenance and may have the
following features for control of nuclear criticality:
(a) walls or internal structures with a boron
equivalent of at least 2ÿ;
(b) a maximum diameter of 175 mm (7 in.) for cylindrical vessels; or
(c) a maximum width of 75 mm (3 in.) for either a
slab or annular vessel.
A.2.2.4.
Récipients de collecte ou de stockage des solutions
Récipients de collecte ou de stockage spécialement
conçus ou préparés pour être utilisés dans une usine
de retraitement de combustible irradié. Les récipients
de collecte ou de stockage doivent pouvoir résister à
l’action corrosive de l’acide nitrique. Les récipients
de collecte ou de stockage sont normalement fabriqués à l’aide de matériaux tels qu’acier inoxydable à
bas carbone, titane ou zirconium ou autres matériaux
à haute résistance. Les récipients de collecte ou de
stockage peuvent être conçus pour la conduite et
l’entretien télécommandés et peuvent avoir, pour
prévenir le risque de criticité, l’une ou l’autre des caractéristiques suivantes :
a) parois ou structures internes avec un équivalent
en bore d’au moins 2 ÿ;
b) un diamètre maximum de 175 mm (7 po) pour les
récipients cylindriques;
c) une largeur maximum de 75 mm (3 po) pour les
récipients plats ou annulaires.
A.2.2.5.
Plutonium nitrate to oxide conversion systems
Complete systems especially designed or prepared
for the conversion of plutonium nitrate to plutonium
oxide, in particular adapted so as to avoid criticality
and radiation effects and to minimize toxicity hazards.
A.2.2.5.
Systèmes de conversion du nitrate de plutonium en
oxyde
Systèmes complets spécialement conçus ou préparés
pour la conversion du nitrate de plutonium en oxyde,
qui sont en particulier adaptés de manière à éviter
tout risque de criticité et d’irradiation et à réduire le
plus possible les risques de toxicité.
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A.2.2.6.
Plutonium oxide to metal production system
Complete systems especially designed or prepared
for the production of plutonium metal, in particular
adapted so as to avoid criticality and radiation effects
and to minimize toxicity hazards.
A.2.2.6.
Systèmes de conversion de l’oxyde de plutonium en
métal
Systèmes complets spécialement conçus ou préparés
pour la production de plutonium métal, qui sont en
particulier adaptés de manière à éviter tout risque de
criticité et d’irradiation et à réduire le plus possible
les risques de toxicité.
A.2.3.
Plants for the fabrication of nuclear reactor fuel
elements, and equipment especially designed or prepared therefor including equipment which:
(a) normally comes in direct contact with, or directly processes, or controls, the production
flow of nuclear material;
(b) seals the nuclear material within the cladding;
(c) checks the integrity of the cladding or the seal;
or
(d) checks the finish treatment of the sealed fuel.
A.2.3.
Usines de fabrication d’éléments combustibles pour
réacteurs nucléaires, et équipements spécialement
conçus ou préparés à cette fin, y compris ceux qui :
a) normalement se trouvent en contact direct avec le
flux des matières nucléaires produites, ou bien
traitent ou contrôlent directement ce flux;
b) scellent les matières nucléaires à l’intérieur du
gainage;
c) vérifient l’intégrité du gainage ou l’étanchéité; ou
d) vérifient le traitement de finition du combustible
scellé.
A.2.4.
Plants for the separation of isotopes of uranium, and
equipment, other than analytical instruments, especially designed or prepared therefor, including:
A.2.4.
Usines de séparation des isotopes de l’uranium et
matériel, autre que les appareils d’analyse, spécialement conçus ou préparés à cette fin, notamment :
A.2.4.1.
Gas centrifuges and assemblies and components
especially designed or prepared for use in gas centrifuges, including:
A.2.4.1.
Centrifugeuses et assemblages et composants spécialement conçus ou préparés pour utilisation dans
les centrifugeuses, notamment :
A.2.4.1.1.
Rotating components
(a) complete rotor assemblies:
thin-walled cylinders, or a number of interconnected thin-walled cylinders, manufactured
from one or more of the high strength to density
ratio materials. If interconnected, the cylinders
are joined together by flexible bellows or rings
as described in paragraph (c). The rotor is fitted
with an internal baffle(s) and end caps, as described in paragraphs (d) and (e), if in final
form. However the complete assembly may be
delivered only partly assembled;
(b) rotor tubes:
especially designed or prepared thin-walled
cylinders with thickness of 12 mm (0.5 in.) or
less, a diameter of between 75 mm (3 in.) and
400 mm (16 in.), and manufactured from high
strength to density ratio materials;
(c) rings or bellows:
components especially designed or prepared to
give localized support to the rotor tube or to
join together a number of rotor tubes. The bellows is a short cylinder of wall thickness 3 mm
(0.12 in.) or less, a diameter of between 75 mm
(3 in.) and 400 mm (16 in.), having a convolute,
and manufactured from high strength to density
ratio materials;
(d) baffles:
disc-shaped components of between 75 mm
(3 in.) and 400 mm (16 in.) diameter especially
designed or prepared to be mounted inside the
centrifuge rotor tube, in order to isolate the
take-off chamber from the main separation
chamber and, in some cases, to assist the UF6
A.2.4.1.1.
Composants tournants
a) assemblages rotors complets :
cylindres à paroi mince, ou ensembles de cylindres à paroi mince réunis, fabriqués dans un ou
plusieurs des matériaux à rapport résistancedensité élevé; lorsqu’ils sont réunis, les cylindres
sont joints les uns aux autres par les soufflets ou
anneaux flexibles décrits au paragraphe c). Le bol
est équipé d’une ou de plusieurs chicanes internes
et de bouchons d’extrémité, comme indiqué aux
paragraphes d) et e), s’il est prêt à l’emploi.
Toutefois, l’assemblage complet peut être livré
partiellement monté seulement;
b) bols :
cylindres à paroi mince d’une épaisseur de
12 mm (0,5 po) ou moins, spécialement conçus
ou préparés, ayant un diamètre compris entre
75 mm (3 po) et 400 mm (16 po) et fabriqués
dans des matériaux à rapport résistance-densité
élevé;
c) anneaux ou soufflets :
composants spécialement conçus ou préparés
pour fournir un support local au bol ou pour joindre ensemble plusieurs cylindres constituant le
bol. Le soufflet est un cylindre court ayant une
paroi de 3 mm (0,12 po) ou moins d’épaisseur, un
diamètre compris entre 75 mm (3 po) et 400 mm
(16 po) et une spire, et fabriqué dans des matériaux ayant un rapport résistance-densité élevé;
d) chicanes :
composants en forme de disque d’un diamètre
compris entre 75 mm (3 po) et 400 mm (16 po)
spécialement conçus ou préparés pour être montés à l’intérieur du bol de la centrifugeuse afin
1279
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
(e)
A.2.4.1.2.
1280
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-210
gas circulation within the main separation
chamber of the rotor tube, and manufactured
from strength to density ratio materials; and
top caps/bottom caps:
disc-shaped components of between 75 mm
(3 in.) and 400 mm (16 in.) diameter especially
designed or prepared to fit to the ends of the
rotor tube, and so contain the UF6 within the
rotor tube, and in some cases to support, retain
or contain as an integrated part an element of
the upper bearing (top cap) or to carry the rotating elements of the motor and lower bearing
(bottom cap), and manufactured from high
strength to density ratio materials.
Static components
(a) magnetic suspension bearings:
especially designed or prepared bearing assemblies consisting of an annular magnet suspended
within a housing containing a damping medium.
The housing will be manufactured from a
UF6-resistant material. The magnet couples with
a pole piece or a second magnet fitted to the top
cap described in paragraph A.2.4.1.1.(e). The
magnet may be ring-shaped with a relation between outer and inner diameter smaller or equal
to 1.6:1. The magnet may be in a form having
an initial permeability of 0.15 H/m (120,000 in
CGS units) or more, or a remanence of 98.5ÿ
or more, or an energy product of greater than
80 kJ/m3 (107 gauss-oersteds). In addition to
the usual material properties, it is a prerequisite
that the deviation of the magnetic axes from the
geometrical axes is limited to very small tolerances (lower than 0.1 mm or 0.004 in.) or that
homogeneity of the material of the magnet is
specially called for;
(b) bearings/dampers:
especially designed or prepared bearings comprising a pivot/cup assembly mounted on a
damper. The pivot is normally a hardened steel
shaft with a hemisphere at one end with a
means of attachment to the bottom cap described in paragraph A.2.4.1.1.(e) at the other.
The shaft may however have a hydrodynamic
bearing attached. The cup is pellet-shaped with
a hemispherical indentation in one surface.
These components are often supplied separately
to the damper;
(c) molecular pumps:
especially designed or prepared cylinders having internally machined or extruded helical
grooves and internally machined bores. Typical
dimensions are as follows: 75 mm (3 in.) to
400 mm (16 in.) internal diameter, 10 mm
(0.4 in.) or more wall thickness, with the length
equal to or greater than the diameter. The
grooves are typically rectangular in crosssection and 2 mm (0.08 in.) or more in depth;
d’isoler la chambre de prélèvement de la chambre
de séparation principale et, dans certains cas, de
faciliter la circulation de l’UF6 gazeux à
l’intérieur de la chambre de séparation principale
du bol, et fabriqués dans des matériaux ayant un
rapport résistance-densité élevé;
e) bouchons d’extrémité supérieurs et inférieurs :
composants en forme de disque d’un diamètre
compris entre 75 mm (3 po) et 400 mm (16 po)
spécialement conçus ou préparés pour s’adapter
aux extrémités du bol et maintenir ainsi l’UF6 à
l’intérieur de celui-ci et, dans certains cas, pour
porter, retenir ou contenir en tant que partie intégrante un élément du palier supérieur (bouchon
supérieur) ou pour porter les éléments tournants
du moteur et du palier inférieur (bouchon inférieur), et fabriqués dans des matériaux ayant un
rapport résistance-densité élevé.
A.2.4.1.2.
Composants fixes
a) paliers de suspension magnétique :
assemblages de support spécialement conçus ou
préparés comprenant un aimant annulaire suspendu dans un carter contenant un milieu amortisseur. Le carter est fabriqué dans un matériau
résistant à l’UF6. L’aimant est couplé à une pièce
polaire ou à un deuxième aimant fixé sur le bouchon d’extrémité supérieur décrit au paragraphe A.2.4.1.1.e). L’aimant annulaire peut avoir
un rapport entre le diamètre extérieur et le diamètre intérieur inférieur ou égal à 1,6:1. L’aimant
peut avoir une perméabilité initiale égale ou supérieure à 0,15 H/m (120 000 en unités CGS), ou
une rémanence égale ou supérieure à 98,5 ÿ ou
une densité d’énergie électromagnétique supérieure à 80 kJ/m3 (107 gauss-oersteds). Outre les
propriétés habituelles du matériau, une condition
essentielle est que la déviation des axes magnétiques par rapport aux axes géométriques soit limitée par des tolérances très serrées (inférieures à
0,1 mm ou 0,004 po) ou que l’homogénéité du
matériau de l’aimant soit spécialement imposée;
b) paliers de butée/amortisseurs :
paliers spécialement conçus ou préparés comprenant un assemblage pivot-coupelle monté sur un
amortisseur. Le pivot se compose habituellement
d’un arbre en acier trempé comportant un hémisphère à une extrémité et un dispositif de fixation
au bouchon inférieur décrit au paragraphe A.2.4.1.1.e) à l’autre extrémité. Toutefois,
l’arbre peut être équipé d’un palier hydrodynamique. La coupelle a la forme d’une pastille avec
indentation hémisphérique sur une surface. Ces
composants sont souvent fournis indépendamment de l’amortisseur;
c) pompes moléculaires :
cylindres spécialement conçus ou préparés qui
comportent sur leur face interne des rayures hélicoïdales obtenues par usinage ou extrusion et
dont les orifices sont alésés. Leurs dimensions
habituelles sont les suivantes : diamètre interne
compris entre 75 mm (3 po) et 400 mm (16 po),
épaisseur de paroi égale ou supérieure à 10 mm
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(d) motor stators:
especially designed or prepared ring-shaped
stators for high speed multiphase AC hysteresis
(or reluctance) motors for synchronous operation
within a vacuum in the frequency range of
600 Hz to 2 000 Hz and a power range of
50 VA to 1 000 VA. The stators consist of multiphase windings on a laminated low loss iron
core comprised of thin layers typically 2 mm
(0.08 in.) thick or less;
(e) centrifuge housing/recipients:
components especially designed or prepared to
contain the rotor tube assembly of a gas centrifuge. The housing consists of a rigid cylinder of
wall thickness up to 30 mm (1.2 in.) with precision machined ends to locate the bearings and
with one or more flanges for mounting. The
machined ends are parallel to each other and
perpendicular to the cylinder’s longitudinal axis
to within 0.05° or less. The housing may also be
a honeycomb type structure to accommodate
several rotor tubes. The housings are made of or
protected by materials resistant to corrosion by
UF6; and
(f) scoops:
especially designed or prepared tubes of up to
12 mm (0.5 in.) internal diameter for the extraction of UF6 gas from within the rotor tube
by a Pitot tube action (that is, with an aperture
facing into the circumferential gas flow within
the rotor tube, for example by bending the end
of a radially disposed tube) and capable of being fixed to the central gas extraction system.
The tubes are made of or protected by materials
resistant to corrosion by UF6.
(0,4 po) et longueur égale ou supérieure au
diamètre. Habituellement, les rayures ont une
section rectangulaire et une profondeur égale ou
supérieure à 2 mm (0,08 po);
d) stators de moteur :
stators annulaires spécialement conçus ou préparés pour des moteurs grande vitesse à hystérésis
(ou à réluctance) alimentés en courant alternatif
multiphasé pour fonctionnement synchrone dans
le vide avec une gamme de fréquence de 600 Hz
à 2 000 Hz, et une gamme de puissance de 50 VA
à 1 000 VA. Les stators sont constitués par des
enroulements multiphasés sur des noyaux de fer
doux feuilletés constitués de couches minces dont
l’épaisseur est habituellement inférieure ou égale
à 2 mm (0,08 po);
e) enceintes de centrifugeuse :
composants spécialement conçus ou préparés
pour contenir l’assemblage rotor d’une centrifugeuse. L’enceinte est constituée d’un cylindre rigide possédant une paroi d’au plus 30 mm
(1,2 po) d’épaisseur, ayant subi un usinage de
précision aux extrémités en vue de recevoir les
paliers et qui est muni d’une ou de plusieurs brides pour le montage. Les extrémités usinées sont
parallèles entre elles et perpendiculaires à l’axe
longitudinal du cylindre avec une déviation au
plus égale à 0,05°. L’enceinte peut également être
formée d’une structure de type alvéolaire permettant de loger plusieurs bols. Les enceintes
sont constituées ou revêtues de matériaux résistant à la corrosion par l’UF6;
f) écopes :
tubes ayant un diamètre interne d’au plus 12 mm
(0,5 po), spécialement conçus ou préparés pour
extraire l’UF6 gazeux contenu dans le bol selon le
principe du tube de Pitot (c’est-à-dire que leur
ouverture débouche dans le flux gazeux périphérique à l’intérieur du bol, configuration obtenue
par exemple en courbant l’extrémité d’un tube
disposé selon le rayon) et pouvant être raccordés
au système central de prélèvement du gaz. Les
tubes sont constitués ou revêtus de matériaux résistant à la corrosion par l’UF6.
A.2.4.2.
Especially designed or prepared auxiliary systems,
equipment and components for gas centrifuge enrichment plants, including:
A.2.4.2.
Systèmes, équipements et composants auxiliaires
spécialement conçus ou préparés pour utilisation
dans les usines d’enrichissement par ultracentrifugation, notamment :
A.2.4.2.1.
Feed systems/product and tails withdrawal systems
Especially designed or prepared process systems including:
(a) feed autoclaves (or stations), used for passing
UF6 to the centrifuge cascades at up to 100 kPa
(15 psi) and at a rate of 1 kg/h or more;
(b) desublimers (or cold traps) used to remove UF6
from the cascades at up to 3 kPa (0.5 psi) pressure. The desublimers are capable of being
chilled to 203 K (-70°C) and heated to 343 K
(70°C); and
A.2.4.2.1.
Systèmes d’alimentation/systèmes de prélèvement du
produit et des résidus
Systèmes spécialement conçus ou préparés, comprenant :
a) des autoclaves (ou stations) d’alimentation, utilisés pour introduire l’UF6 dans les cascades de
centrifugeuses à une pression allant jusqu’à
100 kPa (15 lb/po2) et à un débit égal ou supérieur à 1 kg/h;
b) des pièges à froid utilisés pour prélever l’UF6 des
cascades à une pression allant jusqu’à 3 kPa
(0,5 lb/po2). Les pièges à froid peuvent être
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refroidis jusqu’à 203 K (-70 °C) et chauffés jusqu’à 343 K (70 °C);
c) des stations produits et résidus pour le transfert
de l’UF6 dans des conteneurs.
L’installation, les équipements et les tuyauteries sont
constitués entièrement ou revêtus intérieurement de
matériaux résistant à l’UF6 et sont fabriqués suivant
des normes très rigoureuses de vide et de propreté.
(c)
product and tails stations used for trapping UF6
into containers.
This plant, equipment and pipework is wholly made
of or lined with UF6-resistant materials and is fabricated to very high vacuum and cleanliness standards.
A.2.4.2.2.
Machine header piping systems
Especially designed or prepared piping systems and
header systems for handling UF6 within the centrifuge cascades. The piping network is normally of the
triple header system with each centrifuge connected
to each of the headers. There is thus a substantial
amount of repetition in its form. It is wholly made of
UF6-resistant materials and is fabricated to very high
vacuum and cleanliness standards.
A.2.4.2.2.
Collecteurs/tuyauteries
Tuyauteries et collecteurs spécialement conçus ou
préparés pour la manipulation de l’UF6 à l’intérieur
des cascades de centrifugeuses. La tuyauterie est habituellement du type collecteur triple, chaque centrifugeuse étant raccordée à chacun des collecteurs. La
répétitivité du montage du système est donc grande.
Le système est constitué entièrement de matériaux
résistant à l’UF6 et est fabriqué suivant des normes
très rigoureuses de vide et de propreté.
A.2.4.2.3.
UF6 mass spectrometers/ion sources
Especially designed or prepared magnetic or quadrupole mass spectrometers capable of taking on-line
samples of feed, product or tails, from UF6 gas
streams and having all of the following characteristics:
(a) unit resolution for atomic mass unit greater
than 320;
(b) ion sources constructed of or lined with
nichrome or monel or nickel plated;
(c) electron bombardment ionization sources; and
(d) having a collector system suitable for isotopic
analysis.
A.2.4.2.3.
Spectromètres de masse pour UF6/sources d’ions
Spectromètres de masse magnétiques ou quadripolaires spécialement conçus ou préparés, capables de
prélever en direct sur les flux d’UF6 gazeux des
échantillons du gaz d’entrée, du produit ou des résidus, et ayant toutes les caractéristiques suivantes :
a) pouvoir de résolution unitaire pour l’unité de
masse atomique supérieur à 320;
b) sources d’ions constituées ou revêtues de nichrome ou de monel ou nickelées;
c) sources d’ionisation par bombardement électronique;
d) présence d’un collecteur adapté à l’analyse isotopique.
A.2.4.2.4.
Frequency changers
Frequency changers (also known as converters or invertors) especially designed or prepared to supply
motor stators as defined in paragraph A.2.4.1.2.(d),
or parts, components and sub-assemblies of such frequency changers having all of the following characteristics:
(a) a multiphase output of 600 Hz to 2 000 Hz;
(b) high stability (with frequency control better
than 0.1ÿ);
(c) low harmonic distortion (less than 2ÿ); and
(d) an efficiency of greater than 80ÿ.
A.2.4.2.4.
Convertisseurs de fréquence
Convertisseurs de fréquence (également connus sous
le nom de convertisseurs ou d’inverseurs) spécialement conçus ou préparés pour l’alimentation des
stators de moteurs décrits au paragraphe A.2.4.1.2.d),
ou parties, composants et sous-assemblages de convertisseurs de fréquence, ayant toutes les caractéristiques suivantes :
a) sortie multiphase de 600 Hz à 2 000 Hz;
b) stabilité élevée (avec un contrôle de la fréquence
supérieur à 0,1 ÿ);
c) faible distorsion harmonique (inférieure à 2 ÿ);
d) rendement supérieur à 80 ÿ.
A.2.4.3.
Especially designed or prepared assemblies and
components for use in gaseous diffusion enrichment,
including:
A.2.4.3.
Assemblages et composants spécialement conçus ou
préparés pour utilisation dans l’enrichissement par
diffusion gazeuse, notamment :
A.2.4.3.1.
Gaseous diffusion barriers
(a) especially designed or prepared thin, porous
filters, with a pore size of 100 Å to 1 000 Å
(angstroms), a thickness of 5 mm (0.2 in.) or
less, and for tubular forms, a diameter of 25 mm
(1 in.) or less, made of metallic, polymer or ceramic materials resistant to corrosion by UF6;
and
A.2.4.3.1.
Barrières de diffusion gazeuse
a) filtres minces et poreux spécialement conçus ou
préparés, qui ont des pores d’un diamètre de
100 Å à 1 000 Å (angströms), une épaisseur égale
ou inférieure à 5 mm (0,2 po) et, dans le cas des
formes tubulaires, un diamètre égal ou inférieur à
25 mm (1 po) et sont constitués de matériaux
métalliques, polymères ou céramiques résistant à
la corrosion par l’UF6;
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b) composés ou poudres préparés spécialement pour
la fabrication de ces filtres. Ces composés et
poudres comprennent le nickel et des alliages
contenant 60 ÿ ou plus de nickel, l’oxyde d’aluminium et les polymères d’hydrocarbures totalement fluorés résistants à l’UF6 ayant une pureté
égale ou supérieure à 99,9 ÿ, une taille des grains
inférieure à 10 microns et une grande uniformité
de cette taille, qui sont spécialement conçus ou
préparés pour la fabrication de barrières de diffusion gazeuse.
(b) especially prepared compounds or powders for
the manufacture of such filters. Such compounds and powders include nickel or alloys
containing 60ÿ or more nickel, aluminium oxide, or UF6-resistant fully fluorinated hydrocarbon polymers having a purity of 99.9ÿ or more,
a particle size less than 10 microns, and a high
degree of particle size uniformity, which are especially prepared for the manufacture of gaseous diffusion barriers.
A.2.4.3.2.
Diffuser housings
Especially designed or prepared hermetically sealed
cylindrical vessels greater than 300 mm (12 in.) in
diameter and greater than 900 mm (35 in.) in length,
or rectangular vessels of comparable dimensions,
which have an inlet connection and two outlet connections all of which are greater than 50 mm (2 in.)
in diameter, for containing the gaseous diffusion barrier, made of or lined with UF6-resistant materials
and designed for horizontal or vertical installation.
A.2.4.3.2.
Enceintes de diffuseurs
Enceintes spécialement conçues ou préparées, hermétiquement scellées, de forme cylindrique et ayant
plus de 300 mm (12 po) de diamètre et plus de
900 mm (35 po) de long, ou de forme rectangulaire
avec des dimensions comparables, qui sont dotées
d’un raccord d’entrée et de deux raccords de sortie
ayant tous plus de 50 mm (2 po) de diamètre, prévues
pour contenir la barrière de diffusion gazeuse, constituées ou revêtues intérieurement de matériaux résistant à l’UF6 et conçues pour être installées horizontalement ou verticalement.
A.2.4.3.3.
Compressors and gas blowers
Especially designed or prepared axial, centrifugal, or
positive displacement compressors, or gas blowers
with a suction volume capacity of 1 m3/min or more
of UF6, and with a discharge pressure of up to several
hundred kPa (100 psi), designed for long-term operation in the UF6 environment with or without an
electrical motor of appropriate power, as well as
separate assemblies of such compressors and gas
blowers. These compressors and gas blowers have a
pressure ratio between 2:1 and 6:1 and are made of,
or lined with, materials resistant to UF6.
A.2.4.3.3.
Compresseurs et soufflantes à gaz
Compresseurs axiaux, centrifuges ou volumétriques
et soufflantes à gaz spécialement conçus ou préparés,
ayant une capacité d’aspiration de 1 m3/min ou plus
d’UF6 et une pression de sortie pouvant aller jusqu’à
plusieurs centaines de kPa (100 lb/po2), conçus pour
fonctionner longtemps en atmosphère d’UF6, avec ou
sans moteur électrique de puissance appropriée, et
assemblages séparés de compresseurs et soufflantes à
gaz de ce type. Ces compresseurs et soufflantes à gaz
ont un rapport de compression compris entre 2:1
et 6:1 et sont constitués ou revêtus intérieurement de
matériaux résistant à l’UF6.
A.2.4.3.4.
Rotary shaft seals
Especially designed or prepared vacuum seals, with
seal feed and seal exhaust connections, for sealing
the shaft connecting the compressor or the gas
blower rotor with the driver motor so as to ensure a
reliable seal against in-leaking of air into the inner
chamber of the compressor or gas blower which is
filled with UF6. Such seals are normally designed for
a buffer gas in-leakage rate of less than
1 000 cm3/min (60 in.3/min).
A.2.4.3.4.
Garnitures d’étanchéité d’arbres
Garnitures à vide spécialement conçues ou préparées,
avec connexions d’alimentation et d’échappement,
pour assurer de manière fiable l’étanchéité de l’arbre
reliant le rotor du compresseur ou de la soufflante à
gaz au moteur d’entraînement en empêchant l’air de
pénétrer dans la chambre intérieure du compresseur
ou de la soufflante à gaz qui est remplie d’UF6. Ces
garnitures sont habituellement conçues pour un taux
de pénétration de gaz tampon inférieur à
1 000 cm3/min (60 po3/min).
A.2.4.3.5.
Heat exchangers for cooling UF6
Especially designed or prepared heat exchangers
made of or lined with UF6-resistant materials (except
stainless steel) or with copper or any combination of
those metals, and intended for a leakage pressure
change rate of less than 10 Pa/h (0.0015 psi/h) under
a pressure difference of 100 kPa (15 psi).
A.2.4.3.5.
Échangeurs de chaleur pour le refroidissement de
l’UF6
Échangeurs de chaleur spécialement conçus ou préparés, constitués ou revêtus intérieurement de matériaux résistant à l’UF6 (à l’exception de l’acier
inoxydable) ou de cuivre ou d’une combinaison de
ces métaux et prévus pour un taux de variation de la
pression due à une fuite qui est inférieur à 10 Pa/h
(0,0015 lb/po2/h) pour une différence de pression de
100 kPa (15 lb/po2).
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A.2.4.4.
Especially designed or prepared auxiliary systems,
equipment and components for use in gaseous diffusion enrichment, including:
A.2.4.4.
Systèmes, équipements et composants auxiliaires
spécialement conçus ou préparés pour utilisation
dans l’enrichissement par diffusion gazeuse, notamment :
A.2.4.4.1.
Feed systems/product and tails withdrawal systems
Especially designed or prepared process systems, capable of operating at pressures of 300 kPa (45 psi) or
less, including:
(a) feed autoclaves (or systems) used for passing
UF6 to the gaseous diffusion cascades;
(b) desublimers (or cold traps) used to remove UF6
from diffusion cascades;
(c) liquefaction stations where UF6 gas from the
cascade is compressed and cooled to form liquid UF6; and
(d) product or tails stations used for transferring
UF6 into containers.
A.2.4.4.1.
Systèmes d’alimentation/systèmes de prélèvement du
produit et des résidus
Systèmes spécialement conçus ou préparés, capables
de fonctionner à des pressions égales ou inférieures à
300 kPa (45 lb/po2), et comprenant :
a) des autoclaves (ou systèmes) d’alimentation, utilisés pour introduire l’UF6 dans les cascades de
diffusion gazeuse;
b) des pièges à froid utilisés pour prélever l’UF6 des
cascades de diffusion;
c) des stations de liquéfaction où l’UF6 gazeux provenant de la cascade est comprimé et refroidi
pour obtenir de l’UF6 liquide;
d) des stations produits ou résidus pour le transfert
de l’UF6 dans des conteneurs.
A.2.4.4.2.
Header piping systems
Especially designed or prepared piping systems and
header systems for handling UF6 within the gaseous
diffusion cascades. This piping network is normally
of the double header system with each cell connected
to each of the headers.
A.2.4.4.2.
Collecteurs/tuyauteries
Tuyauteries et collecteurs spécialement conçus ou
préparés pour la manipulation de l’UF6 à l’intérieur
des cascades de diffusion gazeuse. La tuyauterie est
normalement du type collecteur double, chaque cellule étant raccordée à chacun des collecteurs.
A.2.4.4.3.
Vacuum systems
(a) especially designed or prepared large vacuum
manifolds, vacuum headers and vacuum pumps
having a suction capacity of 5 m3/min
(175 ft.3/min) or more; and
(b) vacuum pumps especially designed for service
in UF6-bearing atmospheres made of, or lined
with, aluminium, nickel, or alloys bearing more
than 60ÿ nickel. These pumps may be either
rotary or positive, may have displacement and
fluorocarbon seals, and may have special
working fluids present.
A.2.4.4.3.
Systèmes à vide
a) grands distributeurs à vide, collecteurs à vide et
pompes à vide ayant une capacité d’aspiration
égale ou supérieure à 5 m3/min (175 pi3/min),
spécialement conçus ou préparés;
b) pompes à vide spécialement conçues pour fonctionner en atmosphère d’UF6, constituées ou revêtues intérieurement d’aluminium, de nickel ou
d’alliages comportant plus de 60 ÿ de nickel. Ces
pompes peuvent être rotatives ou volumétriques,
être à déplacement et dotées de joints en fluorocarbures et être pourvues de fluides de service
spéciaux.
A.2.4.4.4.
Special shut-off and control valves
Especially designed or prepared manual or automated shut-off and control bellows valves made of
UF6-resistant materials with a diameter of 40 mm to
1 500 mm (1.5 in. to 59 in.) for installation in main
and auxiliary systems of gaseous diffusion enrichment plants.
A.2.4.4.4.
Vannes spéciales d’arrêt et de réglage
Soufflets d’arrêt et de réglage, manuels ou automatiques, spécialement conçus ou préparés, constitués de
matériaux résistant à l’UF6 et ayant un diamètre
compris entre 40 mm et 1 500 mm (1,5 po à 59 po)
pour installation dans des systèmes principaux et
auxiliaires des usines d’enrichissement par diffusion
gazeuse.
A.2.4.4.5.
UF6 mass spectrometers/ion sources
Especially designed or prepared magnetic or quadrupole mass spectrometers capable of taking on-line
samples of feed, product or tails, from UF6 gas
streams and having all of the following characteristics:
(a) resolution for atomic mass unit greater
than 320;
(b) ion sources constructed of or lined with
nichrome or monel or nickel plated;
(c) electron bombardment ionization sources; and
(d) collector system suitable for isotopic analysis.
A.2.4.4.5.
Spectromètres de masse pour UF6/sources d’ions
Spectromètres de masse magnétiques ou quadripolaires spécialement conçus ou préparés, capables de
prélever en direct sur les flux d’UF6 gazeux des
échantillons du gaz d’entrée, du produit ou des résidus, et ayant toutes les caractéristiques suivantes :
a) pouvoir de résolution unitaire pour l’unité de
masse atomique supérieur à 320;
b) sources d’ions constituées ou revêtues de nichrome ou de monel ou nickelées;
c) sources d’ionisation par bombardement électronique;
d) collecteur adapté à l’analyse isotopique.
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A.2.4.5.
Especially designed or prepared systems, equipment
and components for use in aerodynamic enrichment
plants, including:
A.2.4.5.
Systèmes, équipements et composants spécialement
conçus ou préparés pour utilisation dans les usines
d’enrichissement par procédé aérodynamique, notamment :
A.2.4.5.1.
Separation nozzles
Especially designed or prepared separation nozzles
and assemblies thereof. The separation nozzles consist of slit-shaped, curved channels having a radius of
curvature less than 1 mm (typically 0.1 mm to
0.05 mm), resistant to corrosion by UF6 and having a
knife-edge within the nozzle that separates the gas
flowing through the nozzle into two fractions.
A.2.4.5.1.
Tuyères de séparation
Tuyères de séparation et assemblages de tuyères de
séparation spécialement conçus ou préparés. Les
tuyères de séparation sont constituées de canaux incurvés à section à fente, de rayon de courbure inférieur à 1 mm (habituellement compris entre 0,1 mm
et 0,05 mm), résistant à la corrosion par l’UF6, à
l’intérieur desquels un écorceur sépare en deux fractions le gaz circulant dans la tuyère.
A.2.4.5.2.
Vortex tubes
Especially designed or prepared vortex tubes and assemblies thereof. The vortex tubes are cylindrical or
tapered, made of or protected by materials resistant
to corrosion by UF6, having a diameter of between
0.5 cm and 4 cm, a length to diameter ratio of 20:1 or
less and with one or more tangential inlets. The tubes
may be equipped with nozzle-type appendages at either or both ends.
A.2.4.5.2.
Tubes vortex
Tubes vortex et assemblages de tubes vortex, spécialement conçus ou préparés. Les tubes vortex, de
forme cylindrique ou conique, sont constitués ou revêtus de matériaux résistant à la corrosion par l’UF6,
ont un diamètre compris entre 0,5 cm et 4 cm et un
rapport longueur/diamètre inférieur ou égal à 20:1, et
sont munis d’un ou de plusieurs canaux d’admission
tangentiels. Les tubes peuvent être équipés de dispositifs de type tuyère à l’une de leurs extrémités ou à
leurs deux extrémités.
A.2.4.5.3.
Compressors and gas blowers
Especially designed or prepared axial, centrifugal or
positive displacement compressors or gas blowers
made of or protected by materials resistant to corrosion by UF6 and with a suction volume capacity of
2 m3/min or more of UF6/carrier gas (hydrogen or
helium) mixture.
A.2.4.5.3.
Compresseurs et soufflantes à gaz
Compresseurs axiaux, centrifuges ou volumétriques
ou soufflantes à gaz spécialement conçus ou préparés, constitués ou revêtus de matériaux résistant à la
corrosion par l’UF6 et ayant une capacité d’aspiration
du mélange d’UF6 et de gaz porteur (hydrogène ou
hélium) de 2 m3/min ou plus.
A.2.4.5.4.
Rotary shaft seals
Especially designed or prepared rotary shaft seals,
with seal feed and seal exhaust connections, for
sealing the shaft connecting the compressor rotor or
the gas blower rotor with the driver motor so as to
ensure a reliable seal against out-leakage of process
gas or in-leakage of air or seal gas into the inner
chamber of the compressor or gas blower which is
filled with a UF6/carrier gas mixture.
A.2.4.5.4.
Garnitures d’étanchéité d’arbres
Garnitures d’étanchéité d’arbres spécialement conçues ou préparées, avec connexions d’alimentation et
d’échappement, pour assurer de manière fiable
l’étanchéité de l’arbre reliant le rotor du compresseur
ou de la soufflante à gaz au moteur d’entraînement
en empêchant le gaz de procédé de s’échapper, ou
l’air ou le gaz d’étanchéité de pénétrer dans la chambre intérieure du compresseur ou de la soufflante à
gaz qui est remplie du mélange d’UF6 et de gaz porteur.
A.2.4.5.5.
Heat exchangers for gas cooling
Especially designed or prepared heat exchangers
made of or protected by materials resistant to corrosion by UF6.
A.2.4.5.5.
Échangeurs de chaleur pour le refroidissement du
mélange de gaz
Échangeurs de chaleur spécialement conçus ou préparés, constitués ou revêtus de matériaux résistant à
la corrosion par l’UF6.
A.2.4.5.6.
Separation element housings
Especially designed or prepared separation element
housings, made of or protected by materials resistant
to corrosion by UF6, for containing vortex tubes or
separation nozzles.
A.2.4.5.6.
Enceintes renfermant les éléments de séparation
Enceintes spécialement conçues ou préparées, constituées ou revêtues de matériaux résistant à la corrosion par l’UF6, destinées à recevoir les tubes vortex
ou les tuyères de séparation.
A.2.4.5.7.
Feed systems/product and tails withdrawal systems
Especially designed or prepared process systems or
equipment for enrichment plants made of or protected
by materials resistant to corrosion by UF6, including:
A.2.4.5.7.
Systèmes d’alimentation/systèmes de prélèvement du
produit et des résidus
Systèmes ou équipements spécialement conçus ou
préparés pour les usines d’enrichissement, constitués
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ou revêtus de matériaux résistant à la corrosion par
l’UF6 et comprenant :
a) des autoclaves, fours et systèmes d’alimentation
utilisés pour introduire l’UF6 dans le processus
d’enrichissement;
b) des pièges à froid utilisés pour prélever l’UF6 du
processus d’enrichissement en vue de son transfert ultérieur après réchauffement;
c) des stations de solidification ou de liquéfaction
utilisées pour prélever l’UF6 du processus d’enrichissement, par compression et passage à l’état
liquide ou solide;
d) des stations produits ou résidus pour le transfert
de l’UF6 dans des conteneurs.
(a) feed autoclaves, ovens, or systems used for
passing UF6 to the enrichment process;
(b) desublimers (or cold traps) used to remove UF6
from the enrichment process for subsequent
transfer upon heating;
(c) solidification or liquefaction stations used to
remove UF6 from the enrichment process by
compressing and converting UF6 to a liquid or
solid form; and
(d) product or tails stations used for transferring
UF6 into containers.
A.2.4.5.8.
Header piping systems
Especially designed or prepared header piping systems, made of or protected by materials resistant to
corrosion by UF6, for handling UF6 within the aerodynamic cascades. This piping network is normally
of the double header design with each stage or group
of stages connected to each of the headers.
A.2.4.5.8.
Collecteurs/tuyauterie
Tuyauteries et collecteurs constitués ou revêtus de
matériaux résistant à la corrosion par l’UF6, spécialement conçus ou préparés pour la manipulation de
l’UF6 à l’intérieur des cascades aérodynamiques. La
tuyauterie est normalement du type collecteur double, chaque étage ou groupe d’étages étant connecté à
chacun des collecteurs.
A.2.4.5.9.
Vacuum systems and pumps
(a) especially designed or prepared vacuum systems having a suction capacity of 5 m3/min or
more, consisting of vacuum manifolds, vacuum
headers and vacuum pumps, and designed for
service in UF6-bearing atmospheres; and
(b) vacuum pumps especially designed or prepared
for service in UF6-bearing atmospheres and
made of or protected by materials resistant to
corrosion by UF6. These pumps may use fluorocarbon seals and special working fluids.
A.2.4.5.9.
Systèmes et pompes à vide
a) systèmes à vide spécialement conçus ou préparés,
ayant une capacité d’aspiration supérieure ou
égale à 5 m3/min, comprenant des distributeurs à
vide, des collecteurs à vide et des pompes à vide
et conçus pour fonctionner en atmosphère d’UF6;
b) pompes à vide spécialement conçues ou préparées pour fonctionner en atmosphère d’UF6, et
constituées ou revêtues de matériaux résistant à la
corrosion par l’UF6. Ces pompes peuvent être
dotées de joints en fluorocarbures et pourvues de
fluides de service spéciaux.
A.2.4.5.10. Special shut-off and control valves
Especially designed or prepared manual or automated shut-off and control bellows valves made of or
protected by materials resistant to corrosion by UF6
with a diameter of 40 mm to 1 500 mm for installation in main and auxiliary systems of aerodynamic
enrichment plants.
A.2.4.5.10. Vannes spéciales d’arrêt et de réglage
Soufflets d’arrêt et de réglage, manuels ou automatiques, constitués ou revêtus de matériaux résistant à la
corrosion par l’UF6 et ayant un diamètre compris entre 40 mm et 1 500 mm, spécialement conçus ou préparés pour installation dans des systèmes principaux
et auxiliaires d’usines d’enrichissement par procédé
aérodynamique.
A.2.4.5.11. UF6 mass spectrometers/ion sources
Especially designed or prepared magnetic or quadrupole mass spectrometers capable of taking on-line
samples of feed, product or tails, from UF6 gas
streams and having all of the following characteristics:
(a) unit resolution for mass greater than 320;
(b) ion sources constructed of or lined with
nichrome or monel or nickel plated;
(c) electron bombardment ionization sources; and
(d) collector system suitable for isotopic analysis.
A.2.4.5.11. Spectromètres de masse pour UF6/sources d’ions
Spectromètres de masse magnétiques ou quadripolaires spécialement conçus ou préparés, capables de
prélever en direct sur les flux d’UF6 gazeux des
échantillons du gaz d’entrée, du produit ou des résidus, et ayant toutes les caractéristiques suivantes :
a) pouvoir de résolution unitaire pour l’unité de
masse atomique supérieur à 320;
b) sources d’ions constituées ou revêtues de nichrome ou de monel ou nickelées;
c) sources d’ionisation par bombardement électronique;
d) collecteur adapté à l’analyse isotopique.
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A.2.4.5.12. UF6/carrier gas separation systems
Especially designed or prepared process systems for
separating UF6 from carrier gas (hydrogen or helium).
A.2.4.5.12. Systèmes de séparation de l’UF6 et du gaz porteur
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour séparer l’UF6 du gaz porteur (hydrogène ou hélium).
A.2.4.6.
Especially designed or prepared systems, equipment
and components for use in chemical exchange or ion
exchange enrichment plants, including:
A.2.4.6.
Systèmes, équipements et composants spécialement
conçus ou préparés pour utilisation dans les usines
d’enrichissement par échange chimique ou par
échange d’ions, notamment :
A.2.4.6.1.
Liquid-liquid exchange columns (chemical exchange)
Countercurrent liquid-liquid exchange columns having mechanical power input (i.e., pulsed columns
with sieve plates, reciprocating plate columns, and
columns with internal turbine mixers), especially designed or prepared for uranium enrichment using the
chemical exchange process. For corrosion resistance
to concentrated hydrochloric acid solutions, these
columns and their internals are made of or protected
by suitable plastic materials (such as fluorocarbon
polymers) or glass. The stage residence time of the
columns is designed to be short (30 s or less).
A.2.4.6.1.
Colonnes d’échange liquide-liquide (échange chimique)
Colonnes d’échange liquide-liquide à contre-courant
avec apport d’énergie mécanique (à savoir colonnes
pulsées à plateaux perforés, colonnes à plateaux animés d’un mouvement alternatif et colonnes munies
de turbo-agitateurs internes), spécialement conçues
ou préparées pour l’enrichissement de l’uranium par
le procédé d’échange chimique. Afin de les rendre
résistantes à la corrosion par les solutions dans de
l’acide chlorhydrique concentré, les colonnes et leurs
internes sont constitués ou revêtus de matériaux
plastiques appropriés (fluorocarbures polymères, par
exemple) ou de verre. Les colonnes sont conçues de
telle manière que le temps de séjour correspondant à
un étage soit court (30 s au plus).
A.2.4.6.2.
Liquid-liquid centrifugal contactors (chemical exchange)
Liquid-liquid centrifugal contactors especially designed or prepared for uranium enrichment using the
chemical exchange process. Such contactors use rotation to achieve dispersion of the organic and aqueous streams and then centrifugal force to separate the
phases. For corrosion resistance to concentrated hydrochloric acid solutions, the contactors are made of
or are lined with suitable plastic materials (such as
fluorocarbon polymers) or are lined with glass. The
stage residence time of the centrifugal contactors is
designed to be short (30 s or less).
A.2.4.6.2.
Contacteurs centrifuges liquide-liquide (échange
chimique)
Contacteurs centrifuges liquide-liquide spécialement
conçus ou préparés pour l’enrichissement de l’uranium par le procédé d’échange chimique. Dans ces
contacteurs, la dispersion des flux organique et
aqueux est obtenue par rotation, puis la séparation
des phases par application d’une force centrifuge.
Afin de les rendre résistants à la corrosion par les
solutions dans de l’acide chlorhydrique concentré, les
contacteurs sont constitués ou revêtus de matériaux
plastiques appropriés (fluorocarbures polymères, par
exemple) ou revêtus de verre. Les contacteurs centrifuges sont conçus de telle manière que le temps de
séjour correspondant à un étage soit court (30 s au
plus).
A.2.4.6.3.
Uranium reduction systems and equipment (chemical
exchange)
(a) especially designed or prepared electrochemical
reduction cells to reduce uranium from one valence state to another for uranium enrichment
using the chemical exchange process. The cell
materials in contact with process solutions must
be corrosion resistant to concentrated hydrochloric acid solutions; and
(b) especially designed or prepared systems at the
product end of the cascade for taking the U+4
out of the organic stream, adjusting the acid
concentration and feeding to the electrochemical reduction cells.
A.2.4.6.3.
Systèmes et équipements de réduction de l’uranium
(échange chimique)
a) cellules de réduction électrochimique spécialement conçues ou préparées pour ramener l’uranium d’un état de valence à un état inférieur en
vue de son enrichissement par le procédé
d’échange chimique. Les matériaux de la cellule
en contact avec les solutions du procédé doivent
être résistants à la corrosion par les solutions dans
de l’acide chlorhydrique concentré;
b) systèmes situés à l’extrémité de la cascade où est
récupéré le produit, spécialement conçus ou préparés pour prélever U4+ sur le flux organique,
ajuster la concentration en acide et alimenter les
cellules de réduction électrochimique.
A.2.4.6.4.
Feed preparation systems (chemical exchange)
Especially designed or prepared systems for producing high-purity uranium chloride feed solutions for
chemical exchange uranium isotope separation plants.
A.2.4.6.4.
Systèmes de préparation de l’alimentation (échange
chimique)
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour produire des solutions de chlorure d’uranium de grande
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pureté destinées à alimenter les usines de séparation
des isotopes de l’uranium par échange chimique.
A.2.4.6.5.
Uranium oxidation systems (chemical exchange)
Especially designed or prepared systems for oxidation of U+3 to U+4 for return to the uranium isotope
separation cascade in the chemical exchange enrichment process.
A.2.4.6.5.
Systèmes d’oxydation de l’uranium (échange d’ions)
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour
oxyder U3+ en U4+ en vue du reflux vers la cascade
de séparation des isotopes dans le procédé d’enrichissement par échange chimique.
A.2.4.6.6.
Fast-reacting ion exchange resins/adsorbents (ion
exchange)
Fast-reacting ion-exchange resins or adsorbents especially designed or prepared for uranium enrichment using the ion exchange process, including porous macroreticular resins, and pellicular structures
in which the active chemical exchange groups are
limited to a coating on the surface of an inactive porous support structure, and other composite structures
in any suitable form including particles or fibres.
These ion exchange resins/adsorbents have diameters
of 0.2 mm or less and must be chemically resistant to
concentrated hydrochloric acid solutions as well as
physically strong enough so as not to degrade in the
exchange columns. The resins/adsorbents are especially designed to achieve very fast uranium isotope
exchange kinetics (exchange rate half-time of less
than 10 s) and are capable of operating at a temperature in the range of 100°C to 200°C.
A.2.4.6.6.
Résines échangeuses d’ions/adsorbants à réaction
rapide (échange d’ions)
Résines échangeuses d’ions ou adsorbants à réaction
rapide spécialement conçus ou préparés pour l’enrichissement de l’uranium par le procédé d’échange
d’ions, en particulier résines poreuses macroréticulées et structures pelliculaires dans lesquelles les
groupes actifs d’échange chimique sont limités à un
revêtement superficiel sur un support poreux inactif,
et autres structures composites sous une forme appropriée, et notamment sous forme de particules ou
de fibres. Ces articles ont un diamètre inférieur ou
égal à 0,2 mm; du point de vue chimique, ils doivent
être résistants aux solutions dans de l’acide chlorhydrique concentré et, du point de vue physique, être
suffisamment solides pour ne pas se dégrader dans
les colonnes d’échange. Ils sont spécialement conçus
ou préparés pour obtenir de très grandes vitesses
d’échange des isotopes de l’uranium (temps de demiréaction inférieur à 10 s) et sont efficaces à des températures comprises entre 100 °C et 200 °C.
A.2.4.6.7.
Ion exchange columns (ion exchange)
Cylindrical columns greater than 1 000 mm in diameter for containing and supporting packed beds of
ion exchange resin/adsorbent, especially designed or
prepared for uranium enrichment using the ion exchange process. These columns are made of or protected by materials (such as titanium or fluorocarbon
plastics) resistant to corrosion by concentrated hydrochloric acid solutions and are capable of operating
at a temperature in the range of 100°C to 200°C and
pressures above 0.7 MPa (102 psi).
A.2.4.6.7.
Colonnes d’échange d’ions (échange d’ions)
Colonnes cylindriques de plus de 1 000 mm de diamètre contenant un garnissage de résine échangeuse
d’ions/adsorbants, spécialement conçues ou préparées pour l’enrichissement de l’uranium par le procédé d’échange d’ions. Ces colonnes sont constituées
ou revêtues de matériaux (tels que le titane ou les
plastiques à base de fluorocarbures) résistant à la corrosion par des solutions dans de l’acide chlorhydrique concentré, et peuvent fonctionner à des températures comprises entre 100 °C et 200 °C et à des
pressions supérieures à 0,7 MPa (102 lb/po2).
A.2.4.6.8.
Ion exchange reflux systems (ion exchange)
(a) especially designed or prepared chemical or
electrochemical reduction systems for regeneration of the chemical reducing agent(s) used
in ion exchange uranium enrichment cascades;
and
(b) especially designed or prepared chemical or
electrochemical oxidation systems for regeneration of the chemical oxidizing agent(s) used
in ion exchange uranium enrichment cascades.
A.2.4.6.8.
Systèmes de reflux (échange d’ions)
a) systèmes de réduction chimique ou électrochimique spécialement conçus ou préparés pour régénérer l’agent (les agents) de réduction chimique
utilisé(s) dans les cascades d’enrichissement de
l’uranium par le procédé d’échange d’ions;
b) systèmes d’oxydation chimique ou électrochimique spécialement conçus ou préparés pour régénérer l’agent (les agents) d’oxydation chimique
utilisé(s) dans les cascades d’enrichissement de
l’uranium par le procédé d’échange d’ions.
A.2.4.7.
Especially designed or prepared systems, equipment
and components for use in laser-based enrichment
plants, including:
A.2.4.7.
Systèmes, équipements et composants spécialement
conçus ou préparés pour utilisation dans les usines
d’enrichissement par laser, notamment :
A.2.4.7.1.
Uranium vaporization systems (AVLIS)
Especially designed or prepared uranium vaporization systems which contain high-power strip or
A.2.4.7.1.
Systèmes de vaporisation de l’uranium (SILVA)
Systèmes de vaporisation de l’uranium spécialement
conçus ou préparés, renfermant des canons à
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scanning electron beam guns with a delivered power
on the target of more than 2.5 kW/cm.
électrons de grande puissance à faisceau en nappe ou
à balayage, fournissant une puissance au niveau de la
cible supérieure à 2,5 kW/cm.
A.2.4.7.2.
Liquid uranium metal handling systems (AVLIS)
Especially designed or prepared liquid metal handling systems for molten uranium or uranium alloys,
consisting of crucibles and cooling equipment for the
crucibles.
A.2.4.7.2.
Systèmes de manipulation de l’uranium métal liquide
(SILVA)
Systèmes de manipulation de métaux liquides spécialement conçus ou préparés pour l’uranium ou les
alliages d’uranium fondus, comprenant des creusets
et des équipements de refroidissement pour les creusets.
A.2.4.7.3.
Uranium metal product and tails collector assemblies (AVLIS)
Especially designed or prepared product and tails
collector assemblies for uranium metal in liquid or
solid form.
A.2.4.7.3.
Assemblages collecteurs du produit et des résidus
d’uranium métal (SILVA)
Assemblages collecteurs du produit et des résidus
spécialement conçus ou préparés pour l’uranium
métal à l’état liquide ou solide.
A.2.4.7.4.
Separator module housings (AVLIS)
Especially designed or prepared cylindrical or rectangular vessels for containing the uranium metal vapour source, the electron beam gun, and the product
and tails collectors.
A.2.4.7.4.
Enceintes de module séparateur (SILVA)
Conteneurs de forme cylindrique ou rectangulaire
spécialement conçus ou préparés pour loger la source
de vapeur d’uranium métal, le canon à électrons et
les collecteurs du produit et des résidus.
A.2.4.7.5.
Supersonic expansion nozzles (MLIS)
Especially designed or prepared supersonic expansion nozzles for cooling mixtures of UF6 and carrier
gas to 150 K or less and which are corrosion resistant
to UF6.
A.2.4.7.5.
Tuyères de détente supersonique (SILMO)
Tuyères de détente supersonique, résistant à la corrosion par l’UF6, spécialement conçues ou préparées
pour refroidir les mélanges d’UF6 et de gaz porteur
jusqu’à 150 K ou moins.
A.2.4.7.6.
Uranium pentafluoride product collectors (MLIS)
Especially designed or prepared uranium pentafluoride (UF5) solid product collectors consisting of
filter, impact, or cyclone-type collectors, or combinations thereof, and which are corrosion resistant to
the UF5/UF6 environment.
A.2.4.7.6.
Collecteurs du produit (pentafluorure d’uranium)
(SILMO)
Collecteurs de pentafluorure d’uranium (UF5) solide
spécialement conçus ou préparés, constitués de collecteurs ou de combinaisons de collecteurs à filtre, à
impact ou à cyclone et résistant à la corrosion en milieu UF5/UF6.
A.2.4.7.7.
UF6/carrier gas compressors (MLIS)
Especially designed or prepared compressors for
UF6/carrier gas mixtures, designed for long-term operation in a UF6 environment. The components of
these compressors that come into contact with process gas are made of or protected by materials resistant to corrosion by UF6.
A.2.4.7.7.
Compresseurs d’UF6 /gaz porteur (SILMO)
Compresseurs spécialement conçus ou préparés pour
les mélanges d’UF6 et de gaz porteur, prévus pour un
fonctionnement de longue durée en atmosphère
d’UF6. Les composants de ces compresseurs qui sont
en contact avec le gaz de procédé sont constitués ou
revêtus de matériaux résistant à la corrosion par
l’UF6.
A.2.4.7.8.
Rotary shaft seals (MLIS)
Especially designed or prepared rotary shaft seals,
with seal feed and seal exhaust connections, for
sealing the shaft connecting the compressor rotor
with the driver motor so as to ensure a reliable seal
against out-leakage of process gas or in-leakage of
air or seal gas into the inner chamber of the compressor which is filled with a UF6/carrier gas mixture.
A.2.4.7.8.
Garnitures d’étanchéité d’arbres (SILMO)
Garnitures spécialement conçues ou préparées, avec
connexions d’alimentation et d’échappement, pour
assurer de manière fiable l’étanchéité de l’arbre reliant le rotor du compresseur au moteur d’entraînement en empêchant le gaz de procédé de s’échapper,
ou l’air ou le gaz d’étanchéité de pénétrer dans la
chambre intérieure du compresseur qui est remplie
du mélange UF6/gaz porteur.
A.2.4.7.9.
Fluorination systems (MLIS)
Especially designed or prepared systems for fluorinating UF5 (solid) to UF6 (gas).
A.2.4.7.9.
Systèmes de fluoration (SILMO)
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour fluorer l’UF5 (solide) en UF6 (gazeux).
A.2.4.7.10. UF6 mass spectrometers/ion sources (MLIS)
Especially designed or prepared magnetic or quadrupole mass spectrometers capable of taking on-line
samples of feed, product or tails, from UF6 gas
A.2.4.7.10. Spectromètres de masse pour UF6/source d’ions
(SILMO)
Spectromètres de masse magnétiques ou quadripolaires spécialement conçus ou préparés, capables de
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streams and having all of the following characteristics:
(a) unit resolution for mass greater than 320;
(b) ion sources constructed of or lined with
nichrome or monel or nickel plated;
(c) electron bombardment ionization sources; and
(d) collector system suitable for isotopic analysis.
prélever en direct sur les flux d’UF6 gazeux des
échantillons du gaz d’entrée, du produit ou des résidus, et ayant toutes les caractéristiques suivantes :
a) pouvoir de résolution unitaire pour l’unité de
masse atomique supérieur à 320;
b) sources d’ions constituées ou revêtues de nichrome ou de monel ou nickelées;
c) sources d’ionisation par bombardement électronique;
d) présence d’un collecteur adapté à l’analyse isotopique.
A.2.4.7.11. Feed systems/product and tails withdrawal systems
(MLIS)
Especially designed or prepared process systems or
equipment for enrichment plants made of or protected by materials resistant to corrosion by UF6, including:
(a) feed autoclaves, ovens, or systems used for
passing UF6 to the enrichment process;
(b) desublimers (or cold traps) used to remove UF6
from the enrichment process for subsequent
transfer upon heating;
(c) solidification or liquefaction stations used to
remove UF6 from the enrichment process by
compressing and converting UF6 to a liquid or
solid form; and
(d) product or tails stations used for transferring
UF6 into containers.
A.2.4.7.11. Systèmes d’alimentation/systèmes de prélèvement du
produit et des résidus (SILMO)
Systèmes ou équipements spécialement conçus ou
préparés pour les usines d’enrichissement, constitués
ou revêtus de matériaux résistant à la corrosion par
l’UF6 et comprenant :
a) des autoclaves, fours ou systèmes d’alimentation
utilisés pour introduire l’UF6 dans le processus
d’enrichissement;
b) des pièges à froid utilisés pour prélever l’UF6 du
processus d’enrichissement en vue de son transfert ultérieur après réchauffement;
c) des stations de solidification ou de liquéfaction
utilisées pour prélever l’UF6 du processus d’enrichissement, par compression et passage à l’état
liquide ou solide;
d) des stations produits ou résidus pour le transfert
de l’UF6 dans des conteneurs.
A.2.4.7.12. UF6/carrier gas separation systems (MLIS)
Especially designed or prepared process systems for
separating UF6 from carrier gas. The carrier gas may
be nitrogen, argon, or other gas.
A.2.4.7.12. Systèmes de séparation de l’UF6 et du gaz porteur
(SILMO)
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour séparer l’UF6 du gaz porteur. Ce dernier peut être
l’azote, l’argon ou un autre gaz.
A.2.4.7.13. Laser systems (AVLIS, MLIS and CRISLA)
Lasers or laser systems especially designed or prepared for the separation of uranium isotopes.
A.2.4.7.13. Systèmes laser (SILVA, SILMO et CRISLA)
Lasers ou systèmes laser spécialement conçus ou
préparés pour la séparation des isotopes de l’uranium.
A.2.4.8.
Especially designed or prepared systems, equipment
and components for use in plasma separation enrichment plants, including:
A.2.4.8.
Systèmes, équipements et composants spécialement
conçus ou préparés pour utilisation dans les usines
d’enrichissement par séparation des isotopes dans
un plasma, notamment :
A.2.4.8.1.
Microwave power sources and antennae
Especially designed or prepared microwave power
sources and antennae for producing or accelerating
ions and having the following characteristics: greater
than 30 GHz frequency and greater than 50 kW mean
power output for ion production.
A.2.4.8.1.
Sources d’énergie hyperfréquence et antennes
Sources d’énergie hyperfréquence et antennes spécialement conçues ou préparées pour produire ou accélérer des ions et ayant les caractéristiques suivantes : fréquence supérieure à 30 GHz et puissance de
sortie moyenne supérieure à 50 kW pour la production d’ions.
A.2.4.8.2.
Ion excitation coils
Especially designed or prepared radio frequency ion
excitation coils for frequencies of more than 100 kHz
and capable of handling more than 40 kW mean
power.
A.2.4.8.2.
Bobines excitatrices d’ions
Bobines excitatrices d’ions à haute fréquence spécialement conçues ou préparées pour des fréquences
supérieures à 100 kHz et capables de supporter une
puissance moyenne supérieure à 40 kW.
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A.2.4.8.3.
Uranium plasma generation systems
Especially designed or prepared systems for the generation of uranium plasma, which may contain
high-power strip or scanning electron beam guns
with a delivered power on the target of more than
2.5 kW/cm.
A.2.4.8.3.
Systèmes générateurs de plasma d’uranium
Systèmes de production de plasma d’uranium spécialement conçus ou préparés, pouvant renfermer des
canons à électrons de grande puissance à faisceau en
nappe ou à balayage, fournissant une puissance au
niveau de la cible supérieure à 2,5 kW/cm.
A.2.4.8.4.
Liquid uranium metal handling systems
Especially designed or prepared liquid metal handling systems for molten uranium or uranium alloys,
consisting of crucibles and cooling equipment for the
crucibles.
A.2.4.8.4.
Systèmes de manipulation de l’uranium métal liquide
Systèmes de manipulation de métaux liquides spécialement conçus ou préparés pour l’uranium ou les
alliages d’uranium fondus, comprenant des creusets
et des équipements de refroidissement pour les creusets.
A.2.4.8.5.
Uranium metal product and tails collector assemblies
Especially designed or prepared product and tails
collector assemblies for uranium metal in solid form.
These collector assemblies are made of or protected
by materials resistant to the heat and corrosion of
uranium metal vapour, such as yttria-coated graphite
or tantalum.
A.2.4.8.5.
Assemblages collecteurs du produit et des résidus
d’uranium métal
Assemblages collecteurs du produit et des résidus
spécialement conçus ou préparés pour l’uranium
métal à l’état solide. Ces assemblages collecteurs
sont constitués ou revêtus de matériaux résistant à la
chaleur et à la corrosion par la vapeur d’uranium
métal, tels que le graphite revêtu d’oxyde d’yttrium
ou le tantale.
A.2.4.8.6.
Separator module housings
Cylindrical vessels especially designed or prepared
for use in plasma separation enrichment plants for
containing the uranium plasma source, radiofrequency drive coil and the product and tails collectors.
A.2.4.8.6.
Enceintes de module séparateur
Conteneurs cylindriques spécialement conçus ou
préparés pour les usines d’enrichissement par séparation des isotopes dans un plasma et destinés à loger
la source de plasma d’uranium, la bobine excitatrice
à haute fréquence et les collecteurs du produit et des
résidus.
A.2.4.9.
Especially designed or prepared systems, equipment
and components for use in electromagnetic enrichment plants, including:
A.2.4.9.
Systèmes, équipement et composants spécialement
conçus ou préparés pour utilisation dans les usines
d’enrichissement par le procédé électromagnétique,
notamment :
A.2.4.9.1.
Electromagnetic isotope separators
Electromagnetic isotope separators especially designed or prepared for the separation of uranium
isotopes, and equipment and components therefor,
including:
(a) ion sources:
especially designed or prepared single or multiple uranium ion sources consisting of a vapour
source, ionizer, and beam accelerator, constructed of suitable materials such as graphite,
stainless steel, or copper, and capable of providing a total ion beam current of 50 mA or
greater;
(b) ion collectors:
collector plates consisting of two or more slits
and pockets especially designed or prepared for
collection of enriched and depleted uranium ion
beams and constructed of suitable materials
such as graphite or stainless steel;
(c) vacuum housings:
especially designed or prepared vacuum housings for uranium electromagnetic separators,
constructed of suitable non-magnetic materials
such as stainless steel and designed for operation at pressures of 0.1 Pa or lower; and
A.2.4.9.1.
Séparateurs isotopiques électromagnétiques
Séparateurs isotopiques électromagnétiques spécialement conçus ou préparés pour la séparation des
isotopes de l’uranium, et équipements et composants
pour cette séparation, à savoir en particulier :
a) sources d’ions :
sources d’ions uranium uniques ou multiples,
spécialement conçues ou préparées, comprenant
la source de vapeur, l’ionisateur et l’accélérateur
de faisceau, constituées de matériaux appropriés
comme le graphite, l’acier inoxydable ou le cuivre, et capables de fournir un courant d’ionisation
total égal ou supérieur à 50 mA;
b) collecteurs d’ions :
plaques collectrices comportant des fentes et des
poches (deux ou plus), spécialement conçues ou
préparées pour collecter les faisceaux d’ions uranium enrichis et appauvris, et constituées de matériaux appropriés comme le graphite ou l’acier
inoxydable;
c) enceintes à vide :
enceintes à vide spécialement conçues ou préparées pour les séparateurs électromagnétiques
d’uranium, constituées de matériaux non magnétiques appropriés comme l’acier inoxydable et
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conçues pour fonctionner à des pressions inférieures ou égales à 0,1 Pa;
d) pièces polaires :
pièces polaires spécialement conçues ou préparées, de diamètre supérieur à 2 m, utilisées pour
maintenir un champ magnétique constant dans un
séparateur isotopique électromagnétique et pour
transférer le champ magnétique entre séparateurs
contigus.
(d) magnet pole pieces:
especially designed or prepared magnet pole
pieces having a diameter greater than 2 m used
to maintain a constant magnetic field within an
electromagnetic isotope separator and to transfer the magnetic field between adjoining separators.
A.2.4.9.2.
High voltage power supplies
Especially designed or prepared high-voltage power
supplies for ion sources, having all of the following
characteristics: capable of continuous operation, output voltage of 20 000 V or greater, output current of
1 A or greater, and voltage regulation of better than
0.01ÿ over a time period of 8 hours.
A.2.4.9.2.
Alimentations haute tension
Alimentations haute tension spécialement conçues ou
préparées pour les sources d’ions et ayant toutes les
caractéristiques suivantes : capables de fournir en
permanence, pendant une période de 8 heures, une
tension de sortie égale ou supérieure à 20 000 V avec
une intensité de sortie égale ou supérieure à 1 A et
une variation de tension inférieure à 0,01 ÿ.
A.2.4.9.3.
Magnet power supplies
Especially designed or prepared high-power, direct
current magnet power supplies having all of the following characteristics: capable of continuously producing a current output of 500 A or greater at a voltage of 100 V or greater and with a current or voltage
regulation better than 0.01ÿ over a period of 8 hours.
A.2.4.9.3.
Alimentations des aimants
Alimentations des aimants en courant continu de
haute intensité spécialement conçues ou préparées et
ayant toutes les caractéristiques suivantes : capables
de produire en permanence, pendant une période de
8 heures, un courant d’intensité supérieure ou égale à
500 A à une tension supérieure ou égale à 100 V,
avec des variations d’intensité et de tension inférieures à 0,01 ÿ.
A.2.5.
Plants for the production or concentration of heavy
water, deuterium and deuterium compounds and
equipment especially designed or prepared therefor,
including:
A.2.5.
Usines de production ou de concentration d’eau
lourde, de deutérium et de composés de deutérium, et
équipements spécialement conçus ou préparés à cette
fin, notamment :
A.2.5.1.
Water-hydrogen sulphide exchange towers
Exchange towers fabricated from fine carbon steel
(such as ASTM A516) with diameters of 6 m (20 ft.)
to 9 m (30 ft.), capable of operating at pressures
greater than or equal to 2 MPa (300 psi) and with a
corrosion allowance of 6 mm or greater, especially
designed or prepared for heavy water production
utilizing the water-hydrogen sulphide exchange process.
A.2.5.1.
Tours d’échange eau-sulfure d’hydrogène
Tours d’échange fabriquées en acier au carbone fin
(par exemple ASTM A516), ayant un diamètre compris entre 6 m (20 pi) et 9 m (30 pi), capables de
fonctionner à des pressions supérieures ou égales à
2 MPa (300 lb/po2) et ayant une surépaisseur de corrosion de 6 mm ou plus, spécialement conçues ou
préparées pour la production d’eau lourde par le procédé d’échange eau-sulfure d’hydrogène.
A.2.5.2.
Blowers and compressors
Single stage, low head (i.e., 0.2 MPa or 30 psi) centrifugal blowers or compressors for hydrogensulphide gas circulation (i.e., gas containing more
than 70ÿ H2S) especially designed or prepared for
heavy water production utilizing the water-hydrogen
sulphide exchange process. These blowers or compressors have a throughput capacity greater than or
equal to 56 m3/s (120,000 SCFM) while operating at
pressures greater than or equal to 1.8 MPa (260 psi)
suction and have seals designed for wet H2S service.
A.2.5.2.
Soufflantes et compresseurs
Soufflantes ou compresseurs centrifuges à étage unique sous basse pression (c’est-à-dire 0,2 MPa ou
30 lb/po2) pour la circulation de sulfure d’hydrogène
(c’est-à-dire un gaz contenant plus de 70 ÿ de H2S)
spécialement conçus ou préparés pour la production
d’eau lourde par le procédé d’échange eau-sulfure
d’hydrogène. Ces soufflantes ou compresseurs ont
une capacité de débit supérieure ou égale à 56 m3/s
(120 000 SCFM) lorsqu’ils fonctionnent à des pressions d’aspiration supérieures ou égales à 1,8 MPa
(260 lb/po2), et sont équipés de joints conçus pour
être utilisés en milieu humide en présence de H2S.
A.2.5.3.
Ammonia-hydrogen exchange towers
Ammonia-hydrogen exchange towers greater than or
equal to 35 m (114.3 ft.) in height with diameters of
1.5 m (4.9 ft.) to 2.5 m (8.2 ft.) capable of operating
at pressures greater than 15 MPa (2,225 psi) especially designed or prepared for heavy water
A.2.5.3.
Tours d’échange ammoniac-hydrogène
Tours d’échange ammoniac-hydrogène d’une hauteur
supérieure ou égale à 35 m (114,3 pi) ayant un diamètre compris entre 1,5 m (4,9 pi) et 2,5 m (8,2 pi) et
pouvant fonctionner à des pressions supérieures à
15 MPa (2 225 lb/po2), spécialement conçues ou
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préparées pour la production d’eau lourde par le procédé d’échange ammoniac-hydrogène. Ces tours ont
aussi au moins une ouverture axiale à rebord du
même diamètre que la partie cylindrique, par laquelle
les internes de la tour peuvent être insérés ou retirés.
production utilizing the ammonia-hydrogen exchange process. These towers also have at least one
flanged, axial opening of the same diameter as the
cylindrical part through which the tower internals can
be inserted or withdrawn.
A.2.5.4.
Tower internals and stage pumps
Tower internals and stage pumps especially designed
or prepared for towers for heavy water production
utilizing the ammonia-hydrogen exchange process.
Tower internals include especially designed stage
contactors which promote intimate gas/liquid contact. Stage pumps include especially designed submersible pumps for circulation of liquid ammonia
within a contacting stage internal to the stage towers.
A.2.5.4.
Internes de tour et pompes d’étage
Internes de tour et pompes d’étage spécialement conçus ou préparés pour des tours servant à la production d’eau lourde par le procédé d’échange ammoniac-hydrogène. Les internes de tour comprennent
des contacteurs d’étage spécialement conçus qui favorisent un contact intime entre le gaz et le liquide.
Les pompes d’étage comprennent des pompes submersibles spécialement conçues pour la circulation
d’ammoniac liquide dans un étage de contact à
l’intérieur des tours.
A.2.5.5.
Ammonia crackers
Ammonia crackers with operating pressures greater
than or equal to 3 MPa (450 psi) especially designed
or prepared for heavy water production utilizing the
ammonia-hydrogen exchange process.
A.2.5.5.
Craqueurs d’ammoniac
Craqueurs d’ammoniac ayant une pression de fonctionnement supérieure ou égale à 3 MPa (450 lb/po2)
spécialement conçus ou préparés pour la production
d’eau lourde par le procédé d’échange ammoniachydrogène.
A.2.5.6.
Infrared absorption analyzers
Infrared absorption analyzers capable of on-line
hydrogen/deuterium ratio analysis where deuterium
concentrations are equal to or greater than 90ÿ.
A.2.5.6.
Analyseurs d’absorption infrarouge
Analyseurs d’absorption infrarouge permettant une
analyse en ligne du rapport hydrogène/deutérium
lorsque les concentrations en deutérium sont égales
ou supérieures à 90 ÿ.
A.2.5.7.
Catalytic burners
Catalytic burners for the conversion of enriched
deuterium gas into heavy water especially designed
or prepared for heavy water production utilizing the
ammonia-hydrogen exchange process.
A.2.5.7.
Brûleurs catalytiques
Brûleurs catalytiques pour la conversion en eau
lourde du deutérium enrichi spécialement conçus ou
préparés pour la production d’eau lourde par le procédé d’échange ammoniac-hydrogène.
A.2.5.8.
Complete heavy water upgrade systems or columns
therefor
Complete heavy water upgrade systems, or columns
therefor, especially designed or prepared for the upgrade of heavy water to reactor-grade deuterium concentration.
A.2.5.8.
Systèmes complets de concentration d’eau lourde ou
colonnes pour de tels systèmes
Systèmes complets de concentration d’eau lourde ou
colonnes pour de tels systèmes, spécialement conçus
ou préparés pour obtenir de l’eau lourde de qualité
réacteur par la teneur en deutérium.
A.2.6.
Plants for the conversion of uranium and equipment
especially designed or prepared therefor, including:
A.2.6.
Usines de conversion de l’uranium et équipements
spécialement conçus ou préparés à cette fin, notamment :
A.2.6.1.
Especially designed or prepared systems for the conversion of uranium ore concentrates to UO3.
A.2.6.1.
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour la
conversion des concentrés de minerai d’uranium
en UO3.
A.2.6.2.
Especially designed or prepared systems for the conversion of UO3 to UF6.
A.2.6.2.
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour la
conversion d’UO3 en UF6.
A.2.6.3.
Especially designed or prepared systems for the conversion of UO3 to UO2.
A.2.6.3.
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour la
conversion d’UO3 en UO2.
A.2.6.4.
Especially designed or prepared systems for the conversion of UO2 to UF4.
A.2.6.4.
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour la
conversion d’UO2 en UF4.
A.2.6.5.
Especially designed or prepared systems for the conversion of UF4 to UF6.
A.2.6.5.
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour la
conversion d’UF4 en UF6.
A.2.6.6.
Especially designed or prepared systems for the conversion of UF4 to U metal.
A.2.6.6.
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour la
conversion d’UF4 en U métal.
1293
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A.2.6.7.
Especially designed or prepared systems for the conversion of UF6 to UO2.
A.2.6.7.
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour la
conversion d’UF6 en UO2.
A.2.6.8.
Especially designed or prepared systems for the conversion of UF6 to UF4.
A.2.6.8.
Systèmes spécialement conçus ou préparés pour la
conversion d’UF6 en UF4.
A.3. PARTS FOR CONTROLLED NUCLEAR EQUIPMENT
IDENTIFIED IN PARAGRAPHS COMPRISING A.2.
A.3. COMPOSANTS DE L’ÉQUIPEMENT NUCLÉAIRE
CONTRÔLÉ MENTIONNÉ AU PARAGRAPHE A.2.
A.4. CONTROLLED NUCLEAR INFORMATION
A.4. RENSEIGNEMENTS NUCLÉAIRES CONTRÔLÉS
A.4.1.
Technology
Technical data including, but not limited to, technical
drawings, models, photographic negatives and prints,
recordings, design data and technical and operating
manuals whether in written form or recorded on
other media or devices such as disk, tape and readonly memories for the design, production, construction, operation or maintenance of any item in Part A
of this schedule, except data available to the public
(e.g. in published books or periodicals, or that which
has been made available without restrictions upon its
further dissemination).
A.4.1.
Technologie
Les données techniques se présentent sous forme
notamment de dessins techniques, modèles, négatifs
et épreuves photographiques, enregistrements, données de conception, manuels techniques et manuels
d’exploitation sous une forme écrite ou enregistrée
sur d’autres supports ou dispositifs tels que des disques, des bandes magnétiques et des mémoires passives pour la conception, la production, la construction, l’exploitation ou l’entretien de tout article figurant à la partie A de la présente annexe, à l’exception
des données mises à la disposition du public (p. ex.
données figurant dans des livres ou périodiques publiés, ou données mises à la disposition des intéressés
sans restriction lors d’une diffusion ultérieure).
PART B
PARTIE B
LIST OF NUCLEAR-RELATED
DUAL-USE ITEMS
LISTE DES ARTICLES À DOUBLE USAGE
DANS LE SECTEUR NUCLÉAIRE
B.1. CONTROLLED NUCLEAR SUBSTANCES
B.1. SUBSTANCES NUCLÉAIRES CONTRÔLÉES
B.1.1.
Nuclear-related dual-use substances
B.1.1.
Matières à double usage dans le secteur nucléaire
B.1.1.1.
Alpha-emitting radionuclides having an alpha halflife of 10 days or greater but less than 200 years,
compounds or mixtures containing any of these radionuclides with a total alpha activity of 1 Ci/kg
(37 GBq/kg) or greater, and products or devices
containing any of the foregoing, except a product or
device containing less than 3.7 GBq (100 mCi) of alpha activity.
B.1.1.1.
Radionucléides émetteurs alpha ayant une période
alpha de dix jours ou plus mais de moins de 200 ans,
composés et mélanges contenant l’un ou plusieurs de
ces radionucléides avec une activité alpha totale de
1 Ci/kg (37 GBq/kg) ou plus, et produits ou dispositifs contenant l’une quelconque de ces substances, à
l’exception d’un produit ou d’un dispositif contenant
moins de 3,7 GBq (100 mCi) d’activité alpha.
B.1.1.2.
Aluminium alloys capable of an ultimate tensile
strength of 460 MPa (0.46 x 109 N/m2) or more at
293 K (20°C), in the form of tubes or cylindrical
solid forms (including forgings) with an outside diameter of more than 75 mm (3 in.).
B.1.1.2.
Alliages d’aluminium capables d’une résistance
maximale à la traction de 460 MPa (0,46 x 109 N/m2)
ou plus à des températures de 293 K (20 °C) sous la
forme de tubes ou de pièces cylindriques pleines
(y compris les pièces forgées) ayant un diamètre extérieur supérieur à 75 mm (3 po).
NOTE
The phrase “capable of” encompasses aluminium alloys before
or after heat treatment.
B.1.1.3.
1294
Beryllium metal, alloys containing more than 50ÿ
beryllium by weight, beryllium compounds, and
manufactures thereof, except:
(a) metal windows for X-ray machines, or for borehole logging devices;
(b) oxide shapes in fabricated or semi-fabricated
forms specially designed for electronic component
parts or as substrates for electronic circuits; and
NOTA :
L’expression « capables » couvre les alliages d’aluminium
avant ou après le traitement thermique.
B.1.1.3.
Béryllium métal, alliages comprenant plus de 50 ÿ
de béryllium en poids, composés du béryllium et
produits manufacturés dans ces matières, sauf :
a) les fenêtres de métal pour les machines à rayons X,
ou les dispositifs de diagraphie des trous de forage;
b) des pièces en oxyde fabriquées ou semifabriquées spécialement conçues pour des
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(c)
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beryl (silicate of beryllium and aluminium) in
the form of emeralds or aquamarines.
éléments de composants électroniques ou comme
substrat pour des circuits électroniques;
c) le béryl (silicate de béryllium et d’aluminium)
sous forme d’émeraudes ou d’aigues-marines.
NOTE
This entry includes waste and scrap containing beryllium as defined above.
NOTA :
Cette rubrique englobe les déchets et les chutes contenant du
béryllium tel que défini ci-dessus.
B.1.1.4.
High-purity (99.99ÿ or greater) bismuth with very
low silver content (less than 10 ppm).
B.1.1.4.
Bismuth de grande pureté (99,99 ÿ ou plus) avec une
teneur en argent très faible (moins de 10 ppm).
B.1.1.5.
Boron and boron compounds, mixtures, and loaded
materials in which the boron-10 isotope is more than
20ÿ by weight of the total boron content.
B.1.1.5.
Bore et composés, mélanges et matières chargées au
bore dans lesquels le bore 10 entre pour plus de 20 ÿ
en poids dans la teneur totale en bore.
B.1.1.6.
Calcium (high purity) containing both less than
1 000 ppm by weight of metallic impurities other
than magnesium and less than 10 ppm of boron.
B.1.1.6.
Calcium (de grande pureté) contenant à la fois moins
de 1 000 ppm en poids d’impuretés métalliques autres que le magnésium et moins de 10 ppm de bore.
B.1.1.7.
Chlorine trifluoride (ClF3).
B.1.1.7.
Trifluorure de chlore (ClF3).
B.1.1.8.
Crucibles made of materials resistant to liquid actinide metals, as follows:
(a) crucibles with a volume of between 150 ml and
8 L and made of or coated with any of the following materials having a purity of 98ÿ or
greater:
(1) calcium fluoride (CaF2)
(2) calcium zirconate (metazirconate) (Ca2ZrO3)
(3) cerium sulfide (Ce2S3)
(4) erbium oxide (erbia) (Er2O3)
(5) hafnium oxide (hafnia) (HfO2)
(6) magnesium oxide (MgO)
(7) nitrided niobium-titanium-tungsten alloy
(approximately 50ÿNb, 30ÿTi, 20ÿW)
(8) yttrium oxide (yttria) (Y2O3)
(9) zirconium oxide (zirconia) (ZrO2);
(b) crucibles with a volume of between 50 ml and
2 L and made of or lined with tantalum, having
a purity of 99.9ÿ or greater; and
(c) crucibles with a volume of between 50 ml and
2 L and made of or lined with tantalum (having
a purity of 98ÿ or greater) coated with tantalum
carbide, nitride, or boride (or any combination
of these).
B.1.1.8.
Creusets fabriqués en matières résistant aux métaux
actinides liquides, comme suit :
a) creusets dont le volume est compris entre 150 mL
et 8 L, constitués ou revêtus de l’une quelconque
des matières suivantes ayant un degré de pureté
égal ou supérieur à 98 ÿ :
(1) fluorure de calcium (CaF2);
(2) zirconate (métazirconate) de calcium
(Ca2ZrO3);
(3) sulfure de cérium (Ce2S3);
(4) oxyde d’erbium (erbine) (Er2O3);
(5) oxyde de hafnium (HfO2);
(6) oxyde de magnésium (MgO);
(7) alliage nitruré niobium-titane-tungstène (approximativement 50 ÿ de Nb, 30 ÿ de Ti et
20 ÿ de W);
(8) oxyde d’yttrium (yttria) (Y2O3);
(9) oxyde de zirconium (zircone) (ZrO2);
b) creusets dont le volume est compris entre 50 mL
et 2 L, constitués ou revêtus de tantale ayant un
degré de pureté égal ou supérieur à 99,9 ÿ;
c) creusets dont le volume est compris entre 50 mL
et 2 L, constitués ou revêtus de tantale (ayant un
degré de pureté égal ou supérieur à 98 ÿ) recouverts de carbure, de nitrure ou de borure de tantale (ou toute combinaison de ces substances).
B.1.1.9.
Fibrous or filamentary materials, prepregs and composite structures, as follows:
(a) carbon or aramid fibrous or filamentary materials having a specific modulus of 12.7 x 106 m or
greater or a specific tensile strength of 23.5 x
104 m or greater, except aramid fibrous or filamentary materials having 0.25ÿ or more by
weight of an ester based fibre surface modifier;
(b) glass fibrous or filamentary materials having a
specific modulus of 3.18 x 106 m or greater and
a specific tensile strength of 7.62 x 104 m or
greater; and
(c) thermoset resin impregnated continuous yarns,
rovings, tows or tapes with a width no greater
B.1.1.9.
Matières fibreuses ou filamenteuses, préimprégnées
et structures composites, comme suit :
a) matières fibreuses ou filamenteuses carbonées ou
aramides ayant un module spécifique égal ou supérieur à 12,7 x 106 m ou une résistance spécifique à la traction égale ou supérieure à 23,5 x
104 m, à l’exception des matières fibreuses ou filamenteuses aramides contenant 0,25 ÿ ou plus
en poids d’un modificateur de surface des fibres à
base d’ester;
b) matières fibreuses ou filamenteuses en verre
ayant un module spécifique égal ou supérieur à
3,18 x 106 m et une résistance spécifique à la
traction égale ou supérieure à 7,62 x 104 m;
1295
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than 15 mm (prepregs), made from carbon or
glass fibrous or filamentary materials specified
in paragraph (a) or (b).
c) fils continus, mèches, filasses ou rubans imprégnés de résine thermodurcie d’une largeur égale
ou inférieure à 15 mm (préimprégnés), faits de
matières fibreuses ou filamenteuses carbonées ou
en verre mentionnées aux paragraphes a) ou b);
NOTE
The resin forms the matrix of the composite.
NOTA :
La résine forme la matrice du composite.
(d) composite structures in the form of tubes with
an inside diameter of between 75 mm (3 in.)
and 400 mm (16 in.) made with any of the fibrous or filamentary materials specified in
paragraph (a) or carbon prepreg materials specified in paragraph (c).
d) structures composites sous la forme de tubes
ayant un diamètre intérieur inscrit de 75 mm
(3 po) à 400 mm (16 po) fabriquées dans l’une
quelconque des matières fibreuses ou filamenteuses spécifiées au paragraphe a) ou dans des matières préimprégnées au carbone spécifiées au paragraphe c).
NOTE
(a) “fibrous or filamentary materials” means continuous
monofilaments, yarns, rovings, tows or tapes.
(b) “specific modulus” is the Young’s modulus in N/m2
divided by the specific weight in N/m3 when measured at a temperature of 23 ± 2°C and a relative
humidity of 50 ± 5ÿ.
(c) “specific tensile strength” is the ultimate tensile
strength in N/m2 divided by the specific weight in
N/m3 when measured at a temperature of 23 ± 2°C
and a relative humidity of 50 ± 5ÿ.
NOTA :
a) L’expression « matières fibreuses ou filamenteuses »
couvre les monofilaments continus, les fils continus,
les mèches, les filasses et les rubans.
b) Le « module spécifique » est le module de Young exprimé en N/m2 divisé par le poids spécifique exprimé
en N/m3, mesuré à une température de 23 ± 2 °C et à
une humidité relative de 50 ± 5 ÿ.
c) La « résistance spécifique à la traction » est la résistance maximale à la traction exprimée en N/m2, divisée par le poids spécifique exprimé en N/m3, mesurée
à une température de 23 ± 2 °C et à une humidité relative de 50 ± 5 ÿ.
B.1.1.10.
Hafnium metal, alloys, and compounds of hafnium
containing more than 60ÿ hafnium by weight and
manufactures thereof.
B.1.1.10.
Hafnium métal, alliages et composés de hafnium
comprenant plus de 60 ÿ de hafnium en poids, et
produits fabriqués dans ces matières.
B.1.1.11.
Helium-3 or helium isotopically enriched in the helium-3 isotope, mixtures containing helium-3, and
products or devices containing any of the foregoing,
except a product or device containing less than 1 g of
helium-3.
B.1.1.11.
Hélium 3 ou hélium enrichi en hélium 3, mélanges
contenant de l’hélium 3, et produits ou dispositifs
contenant l’une quelconque de ces substances, à
l’exception d’un produit ou d’un dispositif qui contient moins de 1 g d’hélium 3.
B.1.1.12.
Lithium enriched in the lithium-6 isotope (6Li) to
greater than 7.5 atom per cent, alloys, compounds or
mixtures containing lithium enriched in the lithium-6
isotope, and products or devices containing any of
the foregoing, except thermoluminescent dosimeters.
B.1.1.12.
Lithium enrichi en isotope 6 (6Li) à une concentration supérieure à 7,5 ÿ sur la base d’un pourcentage
d’atomes, alliages, composés ou mélanges contenant
du lithium enrichi en isotope 6, et produits ou dispositifs contenant l’une quelconque de ces matières, à
l’exception des dosimètres thermoluminescents.
NOTE
The natural occurrence of the 6 isotope in lithium is 7.5 atom
per cent.
NOTA :
La teneur naturelle du lithium en isotope 6 est de 7,5 ÿ sur la
base d’un pourcentage d’atomes.
B.1.1.13.
Magnesium (high purity) containing both less than
200 ppm by weight of metallic impurities other than
calcium and less than 10 ppm of boron.
B.1.1.13.
Magnésium (de grande pureté) contenant en poids
moins de 200 ppm d’impuretés métalliques autres
que le calcium et moins de 10 ppm de bore.
B.1.1.14.
Maraging steel capable of an ultimate tensile strength
of 2 050 MPa (2.050 x 109 N/m2) (300,000 lbs./
sq.in.) or more at 293 K (20°C), except forms in
which no linear dimension exceeds 75 mm.
B.1.1.14.
Acier maraging capable d’une résistance maximale à
la traction égale ou supérieure à 2 050 MPa
(2,050 x 109 N/m2) (300 000 lb/po2) à 293 K (20 °C),
à l’exception des formes dans lesquelles aucune dimension linéaire n’excède 75 mm.
NOTE
The phrase “capable of” encompasses maraging steel before or
after heat treatment.
B.1.1.15.
1296
Nickel powder and porous nickel metal, as follows:
(a) powder with a nickel purity content of 99ÿ or
greater and a mean particle size of less than
NOTA :
L’expression « capable d’une » couvre l’acier maraging avant
ou après le traitement thermique.
B.1.1.15.
Poudre de nickel et nickel métal poreux, comme suit :
a) poudre ayant un titre en nickel égal ou supérieur
à 99 ÿ et une granulométrie moyenne inférieure à
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10 ÿm mesurée conformément à la norme
ASTM B 330; à l’exception des poudres de nickel filamenteux;
10 µm measured by the ASTM B 330 standard,
except filamentary nickel powders; and
NOTE
Nickel powders which are specially prepared for the manufacture of gaseous diffusion barriers are controlled under paragraph A.2.4.3.1.(b).
NOTA :
Les poudres de nickel spécialement préparées pour la fabrication de barrières de diffusion gazeuse sont contrôlées en vertu
du paragraphe A.2.4.3.1.b).
(b) porous nickel metal produced from materials referred to in paragraph (a), except single porous
nickel metal sheets not exceeding 1 000 cm2 per
sheet.
b) nickel métal poreux obtenu à partir des matières
visées au paragraphe a), à l’exception des feuilles
simples de nickel métal poreux dont la surface
n’excède pas 1 000 cm2.
NOTE
This refers to porous metal formed by compacting and sintering the material referred to in paragraph (a) to form a metal
material with fine pores interconnected throughout the structure.
NOTA :
Ceci vise le métal poreux obtenu par compactage et frittage des
matières visées au paragraphe a), qui donnent une matière métallique contenant des pores fins reliés entre eux dans toute la
structure.
B.1.1.16.
Radium-226, radium-226 compounds, or mixtures
containing radium-226, and products or devices
containing any of the foregoing, except medical applicators and a product or device containing not more
than 0.37 GBq (10 mCi) of radium-226 in any form.
B.1.1.16.
Radium 226, composés du radium 226 ou mélanges,
et produits ou dispositifs contenant l’une quelconque
de ces matières, à l’exception des applicateurs médicaux et d’un produit ou dispositif ne contenant pas
plus de 0,37 GBq (10 mCi) de radium 226, sous
quelque forme que ce soit.
B.1.1.17.
Titanium alloys capable of an ultimate tensile
strength of 900 MPa (0.9 x 109 N/m2) (130,500 lbs./
sq.in.) or more at 293 K (20°C) in the form of tubes
or cylindrical solid forms (including forgings) with
an outside diameter of more than 75 mm (3 in.).
B.1.1.17.
Alliages de titane capables d’une résistance maximale à la traction égale ou supérieure à 900 MPa
(0,9 x 109 N/m2) (130 500 lb/po2) à une température
de 293 K (20 °C) sous la forme de tubes ou de pièces
cylindriques pleines (y compris les pièces forgées)
ayant un diamètre extérieur supérieur à 75 mm
(3 po).
NOTE
The phrase “capable of” encompasses titanium alloys before or
after heat treatment.
NOTA :
L’expression « capables d’une » couvre les alliages de titane
avant ou après traitement thermique.
B.1.1.18.
Tungsten, as follows: parts made of tungsten, tungsten carbide, or tungsten alloys (greater than 90ÿ
tungsten) having a mass greater than 20 kg and a
hollow cylindrical symmetry (including cylinder
segments) with an inside diameter greater than
100 mm (4 in.) but less than 300 mm (12 in.), except
parts specifically designed for use as weights or
gamma-ray collimators.
B.1.1.18.
Tungstène comme suit : pièces fabriquées en tungstène, en carbure de tungstène ou en alliages de tungstène (plus de 90 ÿ de tungstène) ayant une masse
supérieure à 20 kg et une symétrie cylindrique creuse
(y compris les segments cylindriques) d’un diamètre
intérieur supérieur à 100 mm (4 po) mais inférieur à
300 mm (12 po), à l’exception des pièces spécialement conçues pour servir de poids ou de collimateurs
à rayons gamma.
B.1.1.19.
Zirconium with a hafnium content of less than 1 part
hafnium to 500 parts zirconium by weight, in the
form of metal, alloys containing more than 50ÿ zirconium by weight, and compounds and manufactures
wholly thereof; except zirconium in the form of foil
having a thickness not exceeding 0.10 mm
(0.004 in.).
B.1.1.19.
Zirconium ayant une teneur en hafnium inférieure à
une partie de hafnium pour 500 parties de zirconium
en poids, sous la forme de métal, d’alliages contenant
plus de 50 ÿ de zirconium en poids, et de composés
et produits manufacturés entièrement dans ces matières, à l’exception du zirconium sous la forme de
feuilles dont l’épaisseur ne dépasse pas 0,10 mm
(0,004 po).
NOTE
This control applies to waste and scrap containing zirconium as
defined.
NOTA :
Ce contrôle s’applique aux déchets et aux chutes contenant du
zirconium tel que défini ci-dessus.
B.2. CONTROLLED NUCLEAR EQUIPMENT
B.2. ÉQUIPEMENT NUCLÉAIRE CONTRÔLÉ
B.2.1.
Industrial equipment
B.2.1.
Équipement industriel
B.2.1.1.
Flow-forming machines and spin-forming machines
capable of flow-forming functions, and mandrels, as
follows, and specially designed software therefor:
B.2.1.1.
Machines à fluorotourner et machines à repousser
capables d’effectuer des opérations de fluorotournage, ainsi que mandrins, comme suit, et logiciel
spécialement conçu pour ces machines :
1297
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(a) having three or more rollers (active or guiding)
and, according to the manufacturer’s technical
specification, can be equipped with numerical
control units or a computer control; and
(b) rotor-forming mandrels designed to form cylindrical rotors of inside diameter between 75 mm
(3 in.) and 400 mm (16 in.).
a) qui possèdent trois galets ou plus (actifs ou de
guidage) et qui, conformément aux spécifications
techniques du fabricant, peuvent être équipées
d’unités de commande numérique ou d’une unité
de commande par ordinateur;
b) mandrins pour former des rotors cylindriques
d’un diamètre intérieur compris entre 75 mm
(3 po) et 400 mm (16 po).
NOTE
This paragraph includes machines which have only a single
roller designed to deform metal plus two auxiliary rollers
which support the mandrel, but do not participate directly in
the deformation process.
B.2.1.2.
Numerical control units, numerical controlled machine tools, and specially designed software as follows:
(a) note: for numerical control units controlled by
its associated software, see paragraph (c)(2);
(b) machine tools, as follows, for removing or cutting metals, ceramics or composites, which, according to the manufacturer’s technical specifications, can be equipped with electronic devices
for simultaneous contouring control in two or
more axes:
(1) machine tools for turning, that have positioning accuracies with all compensations
available less (better) than 0.006 mm along
any linear axis (overall positioning) for machines capable of machining diameters
greater than 35 mm;
NOTE
Bar machines (Swissturn), limited to machining only bar
feed thru, are excluded if maximum bar diameter is equal
to or less than 42 mm and there is no capability of
mounting chucks. Machines may have drilling and/or
milling capabilities for machining parts with diameters
less than 42 mm.
(2) machine tools for milling, having any of the
following characteristics:
(i) positioning accuracies with all compensations available are less (better)
than 0.006 mm along any linear axis
(overall positioning); or
(ii) two or more contouring rotary axes;
NOTE
This does not include milling machines having the
following characteristics:
(a) x-axis travel greater than 2 m; and
(b) overall positioning accuracy on the x-axis more
(worse) than 0.030 mm.
1298
NOTA :
Ce paragraphe comprend les machines n’ayant qu’un seul galet
conçu pour déformer le métal plus deux galets auxiliaires qui
servent de support mais qui ne participent pas directement à
l’opération de déformation.
B.2.1.2.
Unités de commande numérique, machines-outils à
commande numérique et logiciel spécialement conçu,
comme suit :
a) nota : pour les unités de commande numérique
contrôlées par le logiciel associé, voir le paragraphe c)(2);
b) machines-outils, comme suit, pour enlever ou
couper des métaux, des céramiques ou des matières composites qui, conformément aux spécifications techniques du fabricant, peuvent être équipées de dispositifs électroniques pour une commande de contournage simultanée selon deux
axes ou plus :
(1) tours dont la précision de positionnement,
lorsque toutes les compensations sont disponibles, est inférieure à (meilleure que)
0,006 mm le long de tout axe linéaire (positionnement global) pour les machines capables d’usiner des diamètres supérieurs à
35 mm;
NOTA :
Les tours à barre (Swissturn) qui n’usinent les barres qu’en
enfilade sont exclues si le diamètre maximum des barres
est égal ou inférieur à 42 mm et s’il n’est pas possible de
monter des mandrins. Les machines peuvent être à même
de percer et de fraiser des pièces d’un diamètre inférieur à
42 mm.
(2) machines-outils à fraiser possédant l’une
quelconque des caractéristiques suivantes :
(i) précision de positionnement, lorsque
toutes les compensations sont disponibles, inférieure à (meilleure que)
0,006 mm le long de tout axe linéaire
(positionnement global);
(ii) deux axes rotatifs de contournage ou
plus;
(3) machine tools for grinding, having positioning accuracies with all compensations
available less (better) than 0.004 mm along
any linear axis (overall positioning); or
NOTA :
Ce paragraphe ne comprend pas les machines à fraiser
ayant les caractéristiques suivantes :
a) déplacement sur l’axe x supérieur à 2 m;
b) précision de positionnement global sur l’axe x supérieure à (moins bonne que) 0,030 mm.
NOTE
The following grinding machines are excluded:
(a) cylindrical external, internal, and external-internal
grinding machines having all the following characteristics:
(3) machines-outils à rectifier possédant l’une
quelconque des caractéristiques suivantes :
(i) précision de positionnement, lorsque
toutes les compensations sont disponibles, inférieure à (meilleure que)
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(1) limited to cylindrical grinding;
(2) a maximum workpiece outside diameter or
length of 150 mm;
(3) not more than two axes that can be coordinated
simultaneously for contouring control; and
(4) no contouring c axis;
(b) jig grinders with axes limited to x, y, c, and a, where
c axis is used to maintain the grinding wheel normal
to the work surface, and the a axis is configured to
grind barrel cams;
(c) tool or cutter grinding machines with software specially designed for the production of tools or cutters;
and
(d) crankshaft or camshaft grinding machines.
(4) non-wire type electrical discharge machines
(EDM) that have two or more contouring
rotary axes and that can be coordinated simultaneously for contouring control; and
NOTE
Guaranteed positioning accuracy levels instead of individual
test protocols may be used for each machine tool model using
the agreed ISO test procedure.
1. Axis nomenclature shall be in accordance with International Standard ISO 841, “Numerical Control Machines —
Axis and Motion Nomenclature”.
2. Not counted in the total number of contouring rotary axes
are secondary parallel contouring rotary axes the centre
line of which is parallel to the primary rotary axis.
3. Rotary axes do not necessarily have to rotate over 360°. A
rotary axis can be driven by a linear device, e.g., a screw or
a rack-and-pinion.
(c) software:
(1) software specially designed or modified for
the development, production, or use of
equipment referred to in paragraph (a) or (b);
and
(2) software for any combination of electronic
devices or system enabling such device(s) to
function as a numerical control unit capable
of controlling 5 or more interpolating axes
that can be coordinated simultaneously for
contouring control.
NOTE
1. “Software” is controlled whether exported separately or
residing in a “numerical control unit” or any electronic
device or system.
2. “Software” specially designed or modified by the manufacturers of the control unit or machine tool to operate an
uncontrolled machine tool is not controlled.
0,004 mm le long de tout axe linéaire
(positionnement global);
NOTA :
Les machines à rectifier ci-après sont exclues :
a) machines à rectifier les surfaces de révolution extérieures, intérieures et extérieures-intérieures possédant
l’ensemble des caractéristiques suivantes :
(1) limitées à la rectification cylindrique;
(2) pièce à travailler d’un diamètre extérieur de
150 mm au maximum;
(3) pas plus de deux axes pouvant être coordonnés
simultanément pour une commande de contournage;
(4) pas d’axe c de contournage;
b) machines à rectifier en coordonnées ayant des axes limités à x, y, c et a, l’axe c étant utilisé pour maintenir
la meule perpendiculaire à la surface de travail, alors
que l’axe a été conçu pour rectifier les cames périphériques;
c) affûteuse avec logiciel spécialement conçu pour la production d’outils ou de lames;
d) machines à rectifier les vilebrequins ou les arbes à
came.
(4) machines d’usinage par étincelage (EDM) du
type sans fil ayant deux axes rotatifs de contournage, ou plus, pouvant être coordonnés
simultanément pour une commande de contournage;
NOTA :
Les degrés de précision de positionnement garantis peuvent
être utilisés à la place des différents protocoles d’essai pour
chaque modèle de machine-outil pour lequel on recourt à la
procédure d’essai ISO convenue.
1. La nomenclature des axes doit être conforme à la Norme
internationale ISO 841, « Commande numérique des machines — Nomenclature des axes et des mouvements ».
2. Ne sont pas compris dans le nombre total d’axes rotatifs de
contournage les axes rotatifs parallèles secondaires de
contournage dont la ligne centrale est parallèle à l’axe rotatif primaire.
3. Les axes rotatifs ne doivent pas nécessairement effectuer
une rotation de plus 360°. Un axe rotatif peut être actionné
par un dispositif linéaire comme, par exemple, une vis ou
un dispositif à crémaillère.
c) logiciel :
(1) logiciel spécialement conçu ou modifié pour
le développement, la production ou l’utilisation d’équipements mentionnés aux paragraphes a) ou b);
(2) logiciel pour toute combinaison de dispositifs
électroniques ou pour tout système permettant à ces dispositifs de fonctionner comme
une unité de commande numérique capable
de commander cinq axes à interpolation ou
plus qui peuvent être coordonnés simultanément pour une commande de contournage.
NOTA :
1. Le « logiciel » est contrôlé, qu’il soit exporté séparément
ou qu’il réside dans une unité de « commande numérique »
ou tout dispositif ou système électronique.
2. Le « logiciel » spécialement conçu ou modifié par les fabricants de l’unité de commande ou de la machine-outil
pour faire fonctionner une machine-outil non soumise à un
contrôle n’est pas contrôlé.
1299
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B.2.1.3.
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-210
Dimensional inspection machines, devices, or systems, as follows, and specially designed software
therefor:
(a) computer controlled or numerically controlled
dimensional inspection machines having both of
the following characteristics:
(1) 2 or more axes; and
(2) a one-dimensional length measurement uncertainty equal to or less (better) than
(1.25 + L/1 000) µm tested with a probe of
an accuracy of less (better) than 0.2 µm
(L is the measured length in mm) (Ref:
VDI/VDE 2617, parts 1 and 2);
(b) linear and angular displacement measuring devices, as follows:
(1) linear measuring instruments having any of
the following characteristics:
(i) on-contact type measuring systems
with a resolution equal to or less (better) than 0.2 µm within a measuring
range up to 0.2 mm;
(ii) linear variable differential transformer
(LVDT) systems having both of the
following characteristics:
(A) linearity equal to or less (better)
than 0.1ÿ within a measuring
range up to 5 mm; and
(B) drift equal to or less (better) than
0.1ÿ/d at a standard ambient test
room temperature of ± 1 K; or
(iii) measuring systems that have both of
the following characteristics:
(A) contain a laser; and
(B) maintain for at least 12 hrs., over
a temperature range of ± 1 K
around a standard temperature and
a standard pressure:
(I) a resolution over their full
scale of 0.1 µm or better; and
(II) with a measurement uncertainty equal to or less (better)
than (0.2 + L/2 000) µm (L is
the measured length in mm),
except
measuring
interferometer systems, without
closed or open loop feedback,
containing a laser to measure
slide movement errors of machine tools, dimensional inspection machines, or similar
equipment; and
(2) angular measuring instruments having an
angular position deviation equal to or less
(better) than 0.00025°; and
NOTE
Paragraph B.2.1.3.(b)(2) does not include optical instruments,
such as autocollimators, using collimated light to detect angular displacement of a mirror.
(c)
1300
systems for simultaneously linear-angular inspection of hemishells, having both of the following characteristics:
B.2.1.3.
Machines, dispositifs ou systèmes de contrôle des
dimensions, comme suit, logiciel spécialement conçu
à cet effet :
a) machines de contrôle des dimensions commandées par ordinateur ou à commande numérique et
possédant les deux caractéristiques suivantes :
(1) deux axes ou plus;
(2) une incertitude de mesure unidimensionnelle
de la longueur égale ou inférieure à (meilleure que) (1,25 + L/1 000) µm contrôlée à
l’aide d’une sonde d’une précision inférieure
à (meilleure que) 0,2 µm (L étant la longueur
mesurée en millimètres) (Réf. : VDI/
VDE 2617, parties 1 et 2);
b) dispositifs de mesure du déplacement angulaire et
linéaire, comme suit :
(1) instruments de mesure linéaire ayant l’une
quelconque des caractéristiques suivantes :
(i) systèmes de mesure de type sans contact ayant une résolution égale ou inférieure à (meilleure que) 0,2 µm à
l’intérieur d’une gamme de mesures
pouvant atteindre 0,2 mm;
(ii) systèmes à transformateur différentiel à
variable linéaire (TDVL) ayant les
deux caractéristiques suivantes :
(A) une linéarité égale ou inférieure à
(meilleure que) 0,1 ÿ à l’intérieur
d’une gamme de mesures pouvant
atteindre 5 mm;
(B) une dérive égale ou inférieure
(meilleure que) 0,1 ÿ par jour à
une température de référence de la
chambre d’essai égale à ± 1 K;
(iii) systèmes de mesure ayant les deux caractéristiques suivantes :
(A) présence d’un laser;
(B) maintien pendant au moins 12 heures avec une gamme de température variant de ± 1 K autour d’une
température de référence et une
pression de référence :
(I) d’une résolution sur leur déviation totale égale à 0,1 µm
ou mieux;
(II) avec une incertitude de mesure égale ou inférieure à
(meilleure que) (0,2 +
L/2 000) µm (L étant la longueur mesurée en millimètres), sauf les systèmes de
mesure à interféromètre, sans
rétroaction à boucle ouverte
ou fermée, contenant un laser
permettant de mesurer les erreurs de mouvement dûes au
glissement des machinesoutils, des machines de contrôle dimensionnel ou équipements similaires;
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Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-210
(1) measurement uncertainty along any linear
axis equal to or less (better) than 3.5 µm per
5 mm; and
(2) angular position deviation equal to or less
than 0.02°.
(2) instruments de mesure angulaire ayant une
déviation de position angulaire égale ou inférieure à (meilleure que) 0,00025°;
NOTA :
Le paragraphe B.2.1.3.b)(2) ne comprend pas les instruments
optiques, tels que les autocollimateurs, utilisant la collimation
de la lumière pour détecter le déplacement angulaire d’un miroir.
NOTE
Specially designed software for these systems includes
software for simultaneous measurements of wall
thickness and contour.
1. Machine tools that can be used as measuring machines are controlled if they meet or exceed the criteria specified for the machine tool function or the
measuring machine function.
2. A machine described in paragraph B.2.1.3. is controlled if it exceeds the control threshold anywhere
within its operating range.
3. The probe used in determining the measurement uncertainty of a dimensional inspection system shall be
as described in VDI/VDE 2617 parts 2, 3 and 4.
4. All parameters of measurement values in paragraph B.2.1.3. represent plus/minus, i.e., not total
band.
B.2.1.4.
Vacuum or controlled environment (inert gas) induction furnaces capable of operation above 850°C and
having induction coils 600 mm (24 in.) or less in diameter, and designed for power inputs of 5 kW or
more; and power supplies specially designed therefor
with a specified power output of 5 kW or more.
c) systèmes permettant un contrôle simultané linéaire-angulaire de semi-coques et présentant les
deux caractéristiques suivantes :
(1) une incertitude de mesure sur tout axe linéaire égale ou inférieure à (meilleure que)
3,5 µm/5 mm;
(2) une déviation angulaire égale ou inférieure à
0,02°.
NOTA :
Le logiciel spécialement conçu pour ces systèmes comprend le
logiciel permettant une mesure simultanée de l’épaisseur et du
contour des parois.
1. Les machines-outils qui peuvent servir de machines de mesure sont incluses si elles répondent aux critères définis
pour la fonction de la machine-outil ou la fonction de la
machine de mesure ou si elles les surpassent.
2. Une machine décrite au paragraphe B.2.1.3. est incluse si
elle dépasse le seuil de contrôle en n’importe quel point de
sa plage de fonctionnement.
3. La sonde utilisée pour déterminer l’incertitude de mesure
d’un système de contrôle dimensionnel est telle que décrite
dans VDI/VDE 2617, parties 2, 3 et 4.
4. Tous les paramètres des valeurs de mesure dans le paragraphe B.2.1.3. correspondent à la valeur plus/moins, c’est-àdire pas la totalité de la bande.
B.2.1.4.
NOTE
This paragraph does not include furnaces designed for the
processing of semiconductor wafers.
B.2.1.5.
Isostatic presses capable of achieving a maximum
working pressure of 69 MPa or greater having a
chamber cavity with an inside diameter in excess of
152 mm and specially designed dies, molds, controls
or specially designed software therefor.
NOTE
1. The inside chamber dimension is that of the chamber in
which both the working temperature and the working
pressure are achieved and does not include fixtures. That
dimension will be the smaller of either the inside diameter
of the pressure chamber or the inside diameter of the
insulated furnace chamber, depending on which of the two
chambers is located inside the other.
2. The term “isostatic presses” means equipment capable of
pressurizing a closed cavity through various media (gas,
liquid, solid particles, etc.) to create equal pressure in all
directions within the cavity upon a workpiece or material.
Fours à induction à vide ou à atmosphère contrôlée
(gaz inerte) capables de fonctionner à des températures supérieures à 850 °C, possédant des bobines
d’induction de 600 mm (24 po) de diamètre, ou
moins, et conçus pour des puissances absorbées égales ou supérieures à 5 kW; et alimentations électriques spécialement conçues pour ces fours qui ont une
puissance aux bornes spécifiée de 5 kW ou plus.
NOTA :
Ce paragraphe ne comprend pas les fours conçus pour traiter
les semi-conducteurs étagés.
B.2.1.5.
Presses isostatiques capables d’atteindre une pression
de régime maximale égale ou supérieure à 69 MPa et
possédant une chambre dont le diamètre intérieur de
la cavité est supérieur à 152 mm, et matrices, moules
et commandes spécialement conçus pour ces presses,
ainsi que le logiciel spécialement conçu pour elles.
NOTA :
1. La dimension intérieure de la chambre est celle de la
chambre dans laquelle tant la température de régime que la
pression de régime ont été atteintes et ne comprend pas
l’appareillage. Cette dimension sera la plus petite des
dimensions soit du diamètre intérieur de la chambre de
compression, soit du diamètre intérieur de la chambre
isolée du four selon celle des deux chambres qui se trouve
à l’intérieur de l’autre.
2. « Presses isostatiques » Équipements capables de pressuriser une cavité fermée en recourant à divers moyens (gaz,
liquide, particules solides, etc.) afin de créer une pression
homogène dans toutes les directions à l’intérieur de la cavité sur une pièce ou un matériau.
1301
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
B.2.1.6.
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-210
Robots or end-effectors having either of the following
characteristics; and specially designed software or
specially designed controllers therefor:
(a) specially designed to comply with national
safety standards applicable to handling high explosives (for example, meeting electrical code
ratings for high explosives); or
(b) specially designed or rated as radiation hardened to withstand greater than 5 x 104 Gy (Silicon) [5 x 106 rad (Silicon)] without operational
degradation.
NOTES
1. “Robot” means a manipulation mechanism, which may be
of the continuous path or of the point-to-point variety, may
use sensors, and has all of the following characteristics:
(a) is multifunctional;
(b) is capable of positioning or orienting material, parts,
tools, or special devices through variable movements
in three-dimensional space;
(c) incorporates three or more closed or open loop servodevices which may include stepping motors; and
(d) has user-accessible programmability by means of
teach/playback method or by means of an electronic
computer which may be a programmable logic controlled, i.e., without mechanical intervention.
The above definition does not include the following devices:
(a) manipulation mechanisms which are only manually/teleoperator controllable;
(b) fixed sequence manipulation mechanisms which
are automated moving devices operating according to
mechanically fixed programmed motions. The program
is mechanically limited by fixed stops, such as pins or
cams. The sequence of motions and the selection of
paths or angles are not variable or changeable by mechanical, electronic, or electrical means;
(c) mechanically controlled variable sequence manipulation mechanisms which are automated moving devices operating according to mechanically fixed programmed motions. The program is mechanically limited by fixed, but adjustable, stops such as pins or
cams. The sequence of motions and the selection of
paths or angles are variable within the fixed program
pattern. Variations or modifications of the program
pattern (e.g., changes of pins or exchanges of cams) in
one or more motion axes are accomplished only
through mechanical operations;
(d) non-servo-controlled variable sequence manipulation
mechanisms which are automated moving devices,
operating according to mechanically fixed programmed motions. The program is variable but the
sequence proceeds only by the binary signal from mechanically fixed electrical binary devices or adjustable
stops; or
(e) stacker cranes defined as Cartesian coordinate manipulator systems manufactured as an integral part of
a vertical array of storage bins and designed to access
the contents of those bins for storage or retrieval.
2. “End-effectors” include grippers, active tooling units, and
any other tooling that is attached to the baseplate on the
end of a robot manipulator arm.
3. The definition in paragraph 1(a) does not include robots
specially designed for non-nuclear industrial applications
such as automobile paint-spraying booths.
1302
B.2.1.6.
Robots et effecteurs terminaux ayant l’une des deux
caractéristiques suivantes, et logiciel spécialement
conçu ou organes de commande spécialement conçus
pour ces dispositifs :
a) spécialement conçus pour répondre aux normes
nationales de sécurité applicables à la manipulation d’explosifs (par exemple répondant aux spécifications de la codification relative à l’électricité pour les explosifs);
b) spécialement conçus ou réglés pour résister aux
rayonnements de manière à supporter plus de 5 x
104 Gy (silicium) [5 x 106 rads (silicium)] sans
dégradation fonctionnelle.
NOTA :
1. « Robot »
Mécanisme de manipulation, qui peut être du type à trajectoire continue ou du type point à point, qui peut utiliser
des capteurs et possède toutes les caractéristiques suivantes :
a) est multifonctionnel;
b) est capable de positionner ou d’orienter des matières,
des pièces, des outils ou des dispositifs spéciaux grâce
à des mouvements variables en trois dimensions;
c) comprend trois servomécanismes ou plus à boucle ouverte ou fermée, qui peuvent comprendre des moteurs
pas à pas;
d) possède une programmabilité accessible à l’usager au
moyen d’une méthode instruction/reproduction, ou au
moyen d’un ordinateur qui peut être contrôlé par logique programmable, c’est-à-dire sans intervention mécanique.
La définition ci-dessus ne comprend pas les dispositifs
suivants :
a) les mécanismes de manipulation qui ne peuvent être
commandés qu’à la main ou par dispositif de commande à distance;
b) les mécanismes de manipulation à séquence fixe qui
sont des dispositifs à déplacement automatique fonctionnant selon des mouvements programmés fixes mécaniquement. Le programme est limité mécaniquement
par des arrêts fixes, tels que boulons d’arrêt ou cames
de butées. La séquence des mouvements et la sélection
des trajectoires ou des angles ne sont pas variables ou
modifiables au moyen de dispositifs mécaniques,
électroniques ou électriques;
c) les mécanismes de manipulation à séquence variable
programmée mécaniquement qui sont des dispositifs à
mouvements automatiques fonctionnant selon des
mouvements programmés fixés mécaniquement. Le
programme est limité mécaniquement par des arrêts
fixes mais réglables, tels que boulons d’arrêt ou cames
de butées. La séquence des mouvements et la sélection
des trajectoires ou des angles sont des variables du
schéma du programme fixe. Les variations ou les modifications du schéma du programme (p. ex. les changements de butées ou les échanges de cames) dans un
ou plusieurs axes de déplacement sont accomplis uniquement au moyen d’opérations mécaniques;
d) les mécanismes de manipulation à séquence variable
sans servocommandes, qui sont des dispositifs à mouvements automatiques, fonctionnant selon des mouvements programmés fixés mécaniquement. Le programme est variable mais la séquence se déroule uniquement à partir d’un signal binaire émis par des dispositifs binaires électriques fixés mécaniquement ou
des arrêts réglables;
e) les grues d’empilage définies comme étant des systèmes de manutention à coordonnées cartésiennes, fabriquées comme partie intégrante d’un système vertical
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-210
de récipients d’entreposage et conçues pour permettre
l’accès au contenu de ces récipients à des fins de
stockage ou de récupération.
2. « Effecteurs terminaux »
Les effecteurs terminaux comprennent les préhenseurs, les
unités d’outillage actives, et tout autre outillage raccordé à
la plaque située à l’extrémité du bras de manipulation d’un
robot.
3. La définition au paragraphe 1a) ne vise pas les robots spécialement conçus pour des applications industrielles non
nucléaires, telles que les cabines de pulvérisation de peinture dans l’industrie automobile.
B.2.1.7.
B.2.1.8.
Vibration test systems, equipment, components and
software therefor, as follows:
(a) electrodynamic vibration test systems, employing feedback or closed loop control techniques
and incorporating a digital controller, capable of
vibrating at 10 g RMS or more between 20 Hz
and 2 000 Hz and imparting forces of 50 kN
(11,250 lbs.) measured bare table, or greater;
(b) digital controllers, combined with specially designed software for vibration testing, with a
real-time bandwidth greater than 5 kHz and
being designed for use with the systems referred
to in paragraph (a);
(c) vibration thrusters (shaker units), with or without associated amplifiers, capable of imparting
a force of 50 kN (11,250 lbs.), measured bare
table, or greater, which are usable for the systems referred to in paragraph (a);
(d) test piece support structures and electronic units
designed to combine multiple shaker units into
a complete shaker system capable of providing
an effective combined force of 50 kN, measured
bare table, or greater, which are usable for the
systems referred to in paragraph (a); and
(e) specially designed software for use with the
systems referred to in paragraph (a) or for the
electronic units referred to in paragraph (d).
B.2.1.7.
Vacuum and controlled atmosphere metallurgical
melting and casting furnaces as follows, and specially configured computer control and monitoring
systems and specially designed software therefor:
(a) arc remelt and casting furnaces with consumable electrode capacities between 1 000 cm3 and
20 000 cm3 and capable of operating with
melting temperatures above 1 700°C; and
(b) electron beam melting and plasma atomization
and melting furnaces with a power of 50 kW or
greater and capable of operating with melting
temperatures above 1 200°C.
B.2.1.8.
Systèmes d’essai aux vibrations et équipements,
composants et logiciels pour ces systèmes, comme
suit :
a) systèmes d’essai aux vibrations électrodynamiques, faisant appel à des techniques de
rétroaction ou de servocommande à boucle fermée et comprenant un organe de commande numérique, capables de faire vibrer à 10 g de valeur
efficace (moyenne quadratique) ou plus entre
20 Hz et 2 000 Hz et transmettant des forces
égales ou supérieures à 50 kN (11 250 lb) mesurées table nue;
b) organes de commande numériques, associés au
logiciel spécialement conçu pour les essais aux
vibrations, avec une bande passante en temps réel
supérieure à 5 kHz et conçus pour être utilisés
avec les systèmes mentionnés au paragraphe a);
c) générateurs de vibrations (secoueurs), avec ou
sans amplificateurs associés, capables de transmettre une force égale ou supérieure à 50 kN
(11 250 lb), mesurée table nue, qui peuvent être
utilisés pour les systèmes mentionnés au paragraphe a);
d) structures de support des pièces d’essai et dispositifs électroniques conçus pour associer des secoueurs multiples afin de constituer un système
de secouage complet capable d’impartir une force
combinée efficace égale ou supérieure à 50 kN,
mesurée table nue, qui peuvent être utilisés pour
les systèmes mentionnés au paragraphe a);
e) logiciel spécialement conçu pour être utilisé avec
les systèmes mentionnés au paragraphe a) ou
contrôlés pour les dispositifs électroniques mentionnés au paragraphe d).
Fours de fusion et de coulée à vide et à atmosphère
contrôlée pour métallurgie comme suit, ainsi que les
systèmes de commande et de contrôle par ordinateur
spécialement mis au point et le logiciel spécialement
conçu à cette fin :
a) fours de coulée et de refusion à arc dont la capacité des électrodes consommables est comprise
entre 1 000 cm3 et 20 000 cm3, et capables de
fonctionner à des températures de fusion supérieures à 1 700 °C;
b) fours de fusion à faisceaux d’électrons et fours à
atomisation et à fusion à plasma ayant une puissance égale ou supérieure à 50 kW et capables de
fonctionner à des températures de fusion supérieures à 1 200 °C.
1303
2000-06-21 Canada Gazette Part II, Vol. 134, No. 13
Gazette du Canada Partie II, Vol. 134, no 13 SOR/DORS/2000-210
B.2.2.
Uranium isotope separation equipment and components (other than items listed in paragraph A.2.4.)
B.2.2.
Équipements de séparation isotopique pour
l’uranium et composants (autres que les articles
énumérés au paragraphe A.2.4.)
B.2.2.1.
Electrolytic cells for fluorine production with a production capacity greater than 250 g of fluorine per
hour.
B.2.2.1.
Cellules électrolytiques pour la production de fluor
ayant une capacité de production supérieure à 250 g
de fluor par heure.
B.2.2.2.
Rotor fabrication and assembly equipment and bellows-forming mandrels and dies, as follows:
(a) rotor assembly equipment for assembly of gas
centrifuge rotor tube sections, baffles, and end
caps. Such equipment includes precision mandrels, clamps, and shrink fit machines;
(b) rotor straightening equipment for alignment of
gas centrifuge rotor tube sections to a common
axis; and
(c) bellows-forming mandrels and dies for producing single-convolution bellows (bellows made
of high-strength aluminium alloys, maraging
steel, or high-strength filamentary materials).
The bellows have all of the following dimensions:
(1) 75 mm to 400 mm (3 in. to 16 in.) inside
diameter;
(2) 12.7 mm (0.5 in.) or more in length; and
(3) single convolution depth more than 2 mm
(0.08 in.).
B.2.2.2.
Équipements de fabrication et d’assemblage de rotors et mandrins et matrices pour la formation de
soufflets, comme suit :
a) équipement d’assemblage de rotors pour l’assemblage de sections, chicanes et bouchons de tubes
de rotors de centrifugeuses à gaz. Ledit équipement comprend les mandrins de précision, les
dispositifs de fixation et les machines d’ajustement fretté;
b) équipement à dresser pour rotors en vue de
l’alignement des sections de tubes de rotors de
centrifugeuses à gaz par rapport à un axe commun;
c) mandrins et matrices pour la production de soufflets à circonvolution unique (soufflets fabriqués
en alliages d’aluminium à résistance élevée, en
acier maraging ou en matières filamenteuses
ayant une résistance élevée). Les soufflets ont
l’ensemble des dimensions suivantes :
(1) diamètre intérieur de 75 mm à 400 mm (3 po
à 16 po);
(2) longueur égale ou supérieure à 12,7 mm
(0,5 po);
(3) circonvolution unique ayant une profondeur
supérieure à 2 mm (0,08 po).
B.2.2.3.
Centrifugal multiplane balancing machines, fixed or
portable, hori