Permis de construction d’une centrale nucléaire

Permis de construction d’une centrale nucléaire
Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale
nucléaire
RD/GD-369
Août 2011
Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Document d’orientation RD/GD-369
© Ministre de Travaux publics et Services gouvernementaux Canada 2011
Numéro de catalogue : CC172-74/2011F-PDF
ISBN 978-1-100-97615-0
Publié par la Commission canadienne de sûreté nucléaire
La reproduction d’un extrait quelconque du présent document à des fins personnelles est autorisée à
condition d’en indiquer la source en entier. Toutefois, la reproduction de ce document en tout ou en partie
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Disponibilité du document
On peut consulter le document sur le site Web de la Commission canadienne de sûreté nucléaire à
suretenucleaire.gc.ca.
Pour obtenir un exemplaire du document en français ou en anglais, veuillez communiquer avec
Commission canadienne de sûreté nucléaire
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Historique de publication
Août 2011
Version 1.0
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Préface
Pour obtenir un permis de construction d’une centrale nucléaire au Canada, il faut soumettre une demande
officielle à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). Ce guide d'application de la
réglementation précise les renseignements qui doivent être présentés à l'appui d’une demande de permis
de construction d’une centrale nucléaire.
Le présent document s’applique aux demandes de permis de construction d’une centrale nucléaire dont le
réacteur est refroidi à l’eau. Il ne présuppose pas ou ne limite pas l’intention d’un demandeur à
l’utilisation d’un type particulier de technologie de tels réacteurs.
Le présent document suit la présentation du guide de sûreté no GS-G-4.1 de l’Agence internationale de
l’énergie atomique (AIEA), [1], mais il est adapté au contexte canadien. En suivant les présentes lignes
directrices, les demandeurs peuvent ainsi soumettre l’information appropriée pour démontrer qu’ils sont
compétents et qu’ils prendront les mesures voulues et raisonnables pour exercer les activités visées par le
permis, aux termes du paragraphe 24(4) de la Loi canadienne sur la sûreté et la réglementation nucléaires
et des règlements connexes.
La CCSN examinera la demande soumise et déterminera si les renseignements qui y sont contenus sont
acceptables. Si la CCSN les juge adéquats, ces renseignements deviennent le dossier de sûreté de
référence pour la centrale et feront partie du fondement d’autorisation à l’étape du permis de construction.
Les renseignements fournis avec la demande de permis, y compris les documents auxquels la demande
fait référence, constituent le dossier de sûreté pour la construction.
Les renseignements qu’on exigera au moment de la demande de permis d’exploitation seront ajoutés à ce
dossier de sûreté pour la construction. La demande de permis d’exploitation doit actualiser les documents
présentés auparavant en appui à la demande de permis de construction précédente, ou renvoyer à ceux-ci.
Ces renseignements constitueront le dossier de sûreté de référence de l’installation. Le dossier de sûreté
de référence est ensuite tenu à jour pendant la durée de vie de l’installation pour refléter l’état et la
condition actuels de la centrale.
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Table des matières
1.
Introduction........................................................................................................................1
1.1
1.2
1.3
2.
Description de la centrale..................................................................................................3
2.1
2.2
2.3
2.4
2.5
3.
Considérations d’ordre général ........................................................................................... 8
Données de référence sur le site.......................................................................................... 9
Autorité et contrôle de la zone d’exclusion ...................................................................... 10
Évaluation des dangers spécifiques au site ....................................................................... 11
Conditions radiologiques dues à des sources externes...................................................... 13
Questions liées au site relativement aux plans d’urgence et à la gestion des accidents.... 14
Surveillance des paramètres liés au site............................................................................ 14
Aspects généraux de la conception et les programmes de soutien...............................15
5.1
5.2
5.3
5.4
5.5
5.6
5.7
5.8
5.9
5.10
5.11
6.
Considérations d’ordre général ........................................................................................... 5
Systèmes de gestion ............................................................................................................ 5
Considérations en matière de culture de sûreté................................................................... 6
Autorité responsable de la conception ................................................................................ 6
Surveillance et examen du rendement en matière de sûreté ............................................... 7
Santé et sécurité au travail .................................................................................................. 7
Évaluation de l’emplacement............................................................................................8
4.1
4.2
4.3
4.4
4.5
4.6
4.7
5.
Considérations d’ordre général ........................................................................................... 3
Règlements, codes et normes applicables ........................................................................... 3
Caractéristiques techniques de base.................................................................................... 4
Renseignements sur le plan d’aménagement et d’autres aspects ........................................ 4
Documents joints à titre de référence.................................................................................. 5
Gestion de la sûreté............................................................................................................5
3.1
3.2
3.3
3.4
3.5
3.6
4.
Considérations d’ordre général ........................................................................................... 1
Renseignements particuliers ............................................................................................... 2
Consultation publique ......................................................................................................... 2
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 15
Objectifs et buts en matière de sûreté ............................................................................... 15
Classification des structures, des systèmes et des composants (SSC) .............................. 18
Conception des enveloppes sous pression ........................................................................ 19
Travaux et structures civils ............................................................................................... 20
Qualification de l’équipement et facteurs environnementaux .......................................... 20
Protection contre les incendies.......................................................................................... 22
Ingénierie des facteurs humains........................................................................................ 23
Autres exigences et programmes ...................................................................................... 23
Sûreté-criticité................................................................................................................... 27
Sécurité et robustesse........................................................................................................ 28
Conception des structures, des systèmes et des composants de la centrale ................28
6.1
6.2
6.3
6.4
6.5
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 28
Description des systèmes .................................................................................................. 29
Conception des travaux civils et des structures ................................................................ 31
Réacteur ............................................................................................................................ 33
Le refroidissement du réacteur et les systèmes connexes ................................................. 36
iii
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6.6
6.7
6.8
6.9
6.10
6.11
6.12
6.13
6.14
6.15
7.
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 58
Rôles du demandeur dans la construction et la mise en service ....................................... 59
Programme de construction .............................................................................................. 61
Programme de mise en service ......................................................................................... 65
Exploitation ......................................................................................................................68
9.1
9.2
9.3
9.4
9.5
9.6
9.7
9.8
9.9
9.10
9.11
9.12
9.13
9.14
9.15
9.16
9.17
10.
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 49
Objectifs et critères d’acceptation en matière de sûreté.................................................... 50
Détermination, portée et catégorie des événements initiateurs hypothétiques ................. 50
Interventions humaines ..................................................................................................... 51
Analyses déterministes de la sûreté .................................................................................. 52
Accidents graves ............................................................................................................... 56
Étude probabiliste de sûreté .............................................................................................. 57
Analyses des dangers ........................................................................................................ 57
Résumé des résultats de l’analyse de la sûreté.................................................................. 58
Construction et mise en service ......................................................................................58
8.1
8.2
8.3
8.4
9.
Systèmes de sûreté ............................................................................................................ 37
Instrumentation et contrôle ............................................................................................... 39
Systèmes électriques ......................................................................................................... 42
Systèmes auxiliaires de la centrale ................................................................................... 44
Systèmes de protection contre les incendies ..................................................................... 46
Systèmes de manutention et de stockage du combustible................................................. 46
Caractéristiques de conception complémentaires ............................................................. 47
Systèmes de traitement des déchets radioactifs et des déchets dangereux........................ 47
Laboratoires et installations nucléaires de catégorie II ..................................................... 48
Salles de commande.......................................................................................................... 48
Analyses de la sûreté........................................................................................................49
7.1
7.2
7.3
7.4
7.5
7.6
7.7
7.8
7.9
8.
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 68
Structure organisationnelle de l’exploitant ....................................................................... 68
Philosophie de la direction................................................................................................ 69
Processus de gestion de l’exploitation .............................................................................. 69
Procédures d’exploitation ................................................................................................. 70
Gestion des accidents........................................................................................................ 71
Entretien, surveillance, inspection et essais ...................................................................... 72
Contrôle chimique............................................................................................................. 73
Gestion du cœur et manutention du combustible.............................................................. 74
Contrôle des modifications ............................................................................................... 74
Qualification et formation du personnel ........................................................................... 75
Accréditation du personnel ............................................................................................... 76
Simulateur pleine échelle.................................................................................................. 76
Rendement en matière de sûreté ....................................................................................... 77
Rétroaction sur l’expérience d’exploitation...................................................................... 78
Dossiers et documents ...................................................................................................... 78
Les arrêts........................................................................................................................... 78
Limites et conditions d’exploitation ...............................................................................79
10.1
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 79
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11.
Radioprotection................................................................................................................80
11.1
11.2
11.3
11.4
11.5
11.6
12.
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 87
Contrôle des déchets ......................................................................................................... 88
Manutention des déchets radioactifs et des déchets dangereux ........................................ 88
Réduire au minimum la quantité de déchets ..................................................................... 88
Conditionnement des déchets ........................................................................................... 89
Stockage des déchets ........................................................................................................ 89
Évacuation des déchets ..................................................................................................... 89
Déclassement et aspects liés à la fin de la vie de la centrale.........................................90
15.1
15.2
15.3
15.4
15.5
15.6
16.
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 82
Incidences radiologiques................................................................................................... 83
Aspects non radiologiques ................................................................................................ 84
Mesures de prévention et de contrôle ............................................................................... 84
Programme de surveillance des effluents ......................................................................... 85
Programme de surveillance environnementale ................................................................. 85
Système de gestion environnementale .............................................................................. 86
Gestion des déchets radioactifs et des déchets dangereux............................................87
14.1
14.2
14.3
14.4
14.5
14.6
14.7
15.
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 82
Protection de l’environnement........................................................................................82
13.1
13.2
13.3
13.4
13.5
13.6
13.7
14.
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 80
Application du principe ALARA...................................................................................... 80
Sources de rayonnement ................................................................................................... 80
Caractéristiques de conception en matière de radioprotection.......................................... 81
Surveillance des rayonnements......................................................................................... 81
Programme de radioprotection.......................................................................................... 81
Préparation aux situations d’urgence ............................................................................82
12.1
13.
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 90
Concept du déclassement.................................................................................................. 90
Dispositions relatives à la sûreté pendant le déclassement ............................................... 90
Diverses méthodes de déclassement ................................................................................. 90
Planification du travail préliminaire ................................................................................. 91
Garanties financières......................................................................................................... 91
Garanties...........................................................................................................................91
16.1
Considérations d’ordre général ......................................................................................... 91
Annexe A : Objectifs des examens de demandes de permis de construction ........................95
Annexe B : Exigences réglementaires pertinentes ...................................................................99
Glossaire......................................................................................................................................101
Références...................................................................................................................................105
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Permis de construction d’une centrale nucléaire
1.
Introduction
Ce guide d'application de la réglementation précise les renseignements qui doivent être présentés à
l'appui d’une demande de permis de construction d’une centrale nucléaire.
Chaque demande de permis devrait comprendre un document (ou une série de documents interreliés) divisé en 16 chapitres présentant l’information décrite dans le présent guide. Cette
information devrait être accompagnée des documents qui contiennent les renseignements à fournir
afin de compléter le dossier de sûreté présenté pour la centrale.
Il est possible que la CCSN demande des informations supplémentaires bien que la demande puisse
se conformer de façon générale aux présentes lignes directrices. Les demandeurs devraient
s’assurer que l’information qu’ils présentent est suffisamment détaillée, permettant ainsi de
compléter de manières efficientes l’évaluation de sûreté réglementaire et le processus de délivrance
de permis.
L’information demandée dans les différentes sections du présent guide comporte une certaine
redondance. Le demandeur est invité à renvoyer aux renseignements détaillés figurant dans d'autres
sections, le cas échéant.
Il est vivement recommandé de soumettre les documents sous forme électronique. L'information
sur le programme de sécurité ainsi que d'autres renseignements sont de nature délicate et devraient
être protégés lorsqu’ils sont soumis à la CCSN.
Les exigences relatives à la préparation d’un dossier de sûreté à l’appui d’un permis de
construction d’une centrale nucléaire se trouvent à l’annexe B.
1.1
Considérations d’ordre général
Dans ce premier chapitre, le demandeur présente sa demande et en décrit la structure. Il faudrait en
outre décrire les objectifs et la portée de chaque chapitre, de même que les liens qu’il devrait y
avoir entre eux. Ce chapitre devrait aussi décrire l’approche que compte suivre le demandeur au cas
où de nouveaux renseignements devaient être ajoutés au dossier de sûreté de la centrale une fois le
permis délivré.
Dans ce chapitre, le demandeur devrait également expliquer le rapport existant entre la présente
demande et tout permis délivré auparavant par la CCSN, y compris tout changement apporté au
dossier de sûreté se rapportant aux permis précédents.
On s’attend à ce que le demandeur traite de toutes les activités de suivi relatives aux phases de
conception, de construction et de mise en service, qui auraient été cernées pendant l’évaluation
environnementale (EE) et l’examen de la demande pour un permis de préparation de
l’emplacement. Ceci pourrait comprendre la nécessité d’effectuer un suivi de la mise en œuvre de
mesures d’atténuation, telles que déterminées dans l’EE ou découlant des recommandations de
l’EE. Lorsque les renseignements figurant dans l'énoncé des incidences environnementales et le
permis de préparation de l’emplacement se fondent sur une approche tenant compte de l’enveloppe
des paramètres limitatifs de la centrale, cette section devrait décrire de quelle façon la conception
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Permis de construction d’une centrale nucléaire
choisie se conforme à cette enveloppe ou indiquer dans quelle partie de la demande ces
renseignements sont fournis.
1.2
Renseignements particuliers
Cette section devrait comprendre les renseignements suivants :
1. le nom et l’adresse d’affaires du demandeur
2. un exposé du but principal de la demande et des activités qui en font l’objet
3. une preuve que le demandeur est propriétaire du site ou que le propriétaire du site l’autorise à
exécuter les activités visées par la demande
4. les noms des personnes autorisées à représenter le demandeur auprès de la CCSN
5. le nom, la quantité maximale et la forme des substances nucléaires visées par la demande
6. une description de l’approche en matière de sûreté adoptée pour la conception de la centrale
nucléaire proposée
7. une description de l’état de tout permis déjà demandé concernant la centrale, s’il y a lieu
8. l’identité du concepteur, du fournisseur, du constructeur et de l’exploitant de la centrale
nucléaire, ainsi qu’un aperçu de leurs relations
9. les noms et titres des personnes qui seront responsables de la gestion et du contrôle de l’activité
autorisée
10. un exposé concernant toute centrale similaire qui a déjà fait l’objet d’une évaluation par la
CCSN ou par un organisme de réglementation étranger et qui a été autorisée, et une description
des principales différences ou améliorations particulières à la conception qui ont été effectuées
depuis la délivrance du permis précédent
11. un résumé des garanties financières associées à la centrale proposée
12. une description du programme d’information publique proposé conformément au document
d’orientation G-217 Les programmes d’information publique des titulaires de permis
1.3
Consultation publique
On s'attend par conséquent à ce que le demandeur démontre que des consultations continues avec
les parties appropriées ont été intégrées aux activités de construction. Le processus de consultation
devrait démontrer que la participation des parties intéressées est sollicitée de bonne foi et qu’elle
est animée d'un véritable désir d'utiliser les renseignements reçus.
Les demandeurs devraient faire référence à la description du programme d’information publique
proposé conformément au document G-217 Les programmes d'information publique des titulaires
de permis, et collaborer avec toutes les parties intéressées pour établir :
1. les méthodes de consultation les plus appropriées
2. les objectifs et les attentes du processus de consultation
3. les moyens par lesquels les parties concernées seront en mesure de participer à la formulation
et à la mise en œuvre des décisions
4. un mécanisme de règlement des conflits qui documente les différends et consigne les efforts
consacrés à leur règlement
Les demandeurs sont incités à documenter de façon approfondie le processus de consultation et à
inclure un résumé de ce processus lorsqu’ils présentent une demande de permis de construction
d’une centrale nucléaire à la CCSN. Le résumé devrait comprendre les renseignements suivants :
1. une liste des parties intéressées qui ont été approchées et la façon dont elles ont été choisies
2. les renseignements sur le projet fournis aux parties intéressées
2
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Permis de construction d’une centrale nucléaire
3. un résumé des questions soulevées
4. une description de la façon dont le demandeur a déjà répondu, ou entend répondre, aux
questions soulevées
1.3.1
Consultation des Autochtones
Le Canada a des obligations légales, contractuelles et du common law relativement à la
consultation des groupes autochtones sur les effets qu’auront les propositions de projets sur les
droits autochtones établis ou potentiels. Le devoir du common law de consulter est fondé sur
l’interprétation judiciaire des obligations de la Couronne dans le contexte des droits Autochtones et
droits issus de traités existants des peuples Autochtones du Canada, reconnus et affirmés à l’article
35 de la Loi constitutionnelle (1982).
L’obligation de consulter de la CCSN devient effective lorsque l’existence possible de droits ou
titres autochtones est reconnue, de manière réelle ou probable, et que l’approche envisagée par la
CCSN peut avoir un effet préjudiciable sur ces droits et titres.
Bien que cette obligation légale ne s’applique pas à des tierces parties telles que les promoteurs de
l’industrie, l’engagement précoce auprès de groupes autochtones par le promoteur peut renforcer
les relations, promouvoir la confiance, améliorer la compréhension du projet qu’ont les groupes
autochtones concernés et aider le promoteur à comprendre les intérêts de ceux et celles de la région
touchée.
La consultation des Autochtones est examinée de façon plus approfondie dans le document
d’application de la réglementation RD-346, Évaluation de l'emplacement des nouvelles centrales
nucléaires.
2.
Description de la centrale
2.1
Considérations d’ordre général
Le chapitre 2 de la demande devrait comprendre la description générale de la centrale, les pratiques
et les concepts actuels en matière de sûreté, et une comparaison entre la conception et la
construction de la centrale et les principales normes et pratiques internationales modernes. La
description devrait permettre d’acquérir une compréhension globale du fonctionnement de
l’installation sans qu’il soit nécessaire de se reporter aux chapitres ultérieurs de la demande.
2.2
Règlements, codes et normes applicables
Cette section devrait contenir une liste de tous les règlements, codes, normes et guides qui
s’appliquent à la centrale. Le demandeur devrait évaluer ces documents en fonction de leur
applicabilité, de leur exhaustivité et de leur pertinence et faire état des résultats de ce travail dans
cette section. S’il y a lieu, les normes utilisées devraient être complétées par des exigences
additionnelles qui devraient également être signalées dans la section.
Lorsque la demande de permis repose sur des documents dont le secteur nucléaire canadien ne fait
pas usage de façon courante, le demandeur devrait joindre une évaluation afin de permettre
l'examen rapide des renseignements présentés. Cette évaluation peut être une analyse des écarts
entre les documents cités dans la demande et les documents équivalents du secteur nucléaire
canadien, ou une évaluation indépendante de la conception en fonction des documents équivalents
habituellement utilisés au Canada.
3
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RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
La section devrait comprendre des proclamations à l’effet que la conception est conforme aux
normes et codes utilisés.
Cette section devrait comporter des renseignements se rapportant aux cas où les exigences
énoncées dans les divers documents d’application de la réglementation et autres codes et normes
applicables n’ont pas été satisfaites. L’importance de ces dérogations pour la sûreté devrait être
évaluée et, s’il y a lieu, une justification séparée et complète devrait être fournie pour chaque
dérogation. Cette justification devrait comprendre tous les renseignements nécessaires afin de
persuader la CCSN que toute dérogation à ses exigences et à ses attentes n’abaissera pas le niveau
général de sûreté de l’installation. Cette justification devrait faire partie de toutes les sections
appropriées ou être précisée dans les documents de référence accompagnant la demande.
2.3
Caractéristiques techniques de base
Cette section de la demande devrait présenter brièvement (dans un tableau si cela convient) les
principales caractéristiques et spécifications de la centrale, y compris :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
le nombre de tranches
le type de centrale ainsi que ses principales caractéristiques et spécifications
les systèmes de sûreté
le type d’alimentation en vapeur
le type de structure de l’enceinte de confinement
les niveaux de puissance thermique devant être atteints dans le cœur
les niveaux de puissance électrique nette correspondant à chacun des niveaux de puissance
thermique
8. toutes les autres caractéristiques nécessaires à la compréhension des principaux procédés de la
centrale
Dans le cas où la conception de la centrale serait similaire à des conceptions antérieures déjà
autorisées par le CCSN, le demandeur devrait fournir une comparaison qui cerne et justifie les
principales modifications et améliorations incorporées à la conception proposée.
2.4
Renseignements sur le plan d’aménagement et d’autres aspects
Les dessins techniques et les schémas de base des principaux systèmes et équipements de la
centrale devraient être inclus dans cette section, notamment :
1. les détails de l’emplacement physique et géographique de la centrale
2. les jonctions avec le réseau électrique
3. les moyens d’accès au site par chemins de fer, routes et voies maritimes
Ces renseignements devraient suffire à vérifier que la conception de la centrale est conforme aux
sections 6.5 et 6.6 du document d’application de la réglementation RD-337, Conception des
nouvelles centrales nucléaires. Le demandeur devrait également fournir les dessins du plan
d’aménagement général pour l’ensemble de la centrale accompagnés d’une brève description des
principaux systèmes et équipements de la centrale, de leurs fonctions distinctes et de leurs
interactions. Les renseignements relatifs à l’aménagement de la centrale et qui ont trait à la sécurité
doivent être protégés lorsqu’ils sont soumis (voir la section 5.11 Sécurité et robustesse).
Cette section devrait aussi comprendre des renvois aux autres chapitres de la demande qui
présentent des descriptions plus détaillées de systèmes et équipements particuliers. Les principales
interfaces et limites entre les systèmes et les équipements sur le site fournis par différents
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
organismes de conception devraient être décrites, y compris les interfaces avec les systèmes et
équipements à l’extérieur de la centrale (p. ex., le réseau électrique). La description devrait fournir
suffisamment de détails pour montrer comment seront coordonnées les activités d’exploitation de
la centrale.
Cette section devrait également faire un renvoi aux renseignements confidentiels sur les mesures
prises pour assurer la protection physique de la centrale.
2.5
Documents joints à titre de référence
Cette section devrait présenter une liste de tous les documents joints à titre de référence dans la
demande. Ces documents proviennent de programmes expérimentaux, de tests ou d’analyses
(p. ex., les résultats de tests et les données de qualification relatives au matériel des manufacturiers,
ainsi que les résultats de programmes expérimentaux sur le comportement du combustible). Les
documents énumérés dans cette section devraient aussi être cités comme sources de référence (ou
résumés, s’il y a lieu) dans la(les) section(s) appropriée(s) de la demande. Toutes les références aux
documents de soutien faites dans la demande devraient indiquer quelles parties de ces documents
sont pertinentes.
Ces documents comprennent également ceux présentés à, reçus de ou publiés par un organisme de
réglementation étranger. L’information incorporée par renvoi peut également comprendre des
renseignements publiés par un organisme national ou une organisation nucléaire internationale
comme l'Agence internationale de l'énergie atomique ou la Commission internationale de
protection radiologique.
L’information incorporée par renvoi doit avoir été préalablement présentée à la CCSN ou être
disponible sur demande auprès du demandeur.
3.
Gestion de la sûreté
3.1
Considérations d’ordre général
Le chapitre 3 de la demande devrait décrire le système de gestion et la structure de l’organisation
de gestion du demandeur, et de tout autre organisme prenant part à la conception, l’ingénierie,
l’approvisionnement, la fabrication, la construction, la mise en service ou l’exploitation. La
demande devrait décrire brièvement le système de gestion et la structure de l’organisation de
gestion du demandeur prévus en appui à l'exploitation. Les programmes, processus et procédures
du système de gestion, qui ont été ou seront mis en place pour protéger la santé, la sécurité et
l’environnement devraient également être décrits brièvement dans ce chapitre.
Ce chapitre devrait aussi indiquer de quelle manière un nombre suffisant d’employés possédant des
compétences et des habiletés adéquates seront disponibles et maintenus en fonction.
Il devrait également décrire les politiques en matière de sûreté, les rôles des organismes chargés
des évaluations de la sûreté et les comités consultatifs sur la sûreté qui conseilleront la direction de
l’exploitant. (Voir la définition de « demandeur » et d’« exploitant » dans le glossaire.)
3.2
Systèmes de gestion
Cette section devrait décrire le système de gestion. La description devrait démontrer que des
dispositions appropriées qui intègrent les éléments de sûreté, de santé, d’environnement, de
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
sécurité, de qualité et d’économie ont été appliquées pour toutes les activités de la centrale liées à
la sûreté. Ces activités devraient inclure la conception (dont les évaluations et les analyses
techniques), l’approvisionnement en biens et services (dont le recours aux entrepreneurs), la
fabrication, la construction de la centrale et la mise en service. Finalement, cette section devrait
décrire les mesures prises dans le but de garantir la mise en œuvre et le respect des procédures du
système de gestion.
Cette section devrait décrire davantage les structures de gestion, au niveau de l’entreprise et du site,
du demandeur, des plus importantes organisations de soutien technique, du concepteur, du
constructeur et des principaux entrepreneurs et sous-traitants. Les demandeurs devraient expliquer
de quelle manière un contrôle efficace de la gestion a été et continuera d’être exercé pour la
conception, la construction, la mise en service et les fonctions de soutien technique (y compris la
supervision des entrepreneurs), afin de promouvoir et d’assurer l’application des aspects de sûreté
liés au travail exécuté. Il faudrait aussi confirmer que les personnes responsables de la conformité
ont un accès direct aux niveaux supérieurs de la structure de gestion du demandeur, afin de
s’assurer que leurs besoins et leurs préoccupations sont pris en compte adéquatement.
Lorsque le demandeur envisage un système de gestion et une structure de gestion de l’organisation
différente pour l’exploitation de la centrale, il devrait décrire en termes généraux les dispositions
globales prévues, y compris celles relatives à la transition entre la construction et la mise en service
(voir la section 9.1, Considérations d’ordre général, et la section 9.4, Processus de gestion
opérationnelle). Les dispositions relatives au déclassement devraient également être décrites
brièvement.
Les dispositions du système de gestion décrites devraient démontrer la conformité aux clauses de la
norme N286 de l'Association canadienne de normalisation (ACN), intitulée Exigences relatives au
système de gestion des installations nucléaires [2], ou à une norme équivalente, applicable à la
phase du projet concernée.
3.3
Considérations en matière de culture de sûreté
La culture de sûreté s’applique à toutes les activités qui peuvent avoir une incidence sur la santé, la
sûreté et l’environnement, et elle concerne le personnel participant à chaque phase du cycle de vie
de la centrale. Cette section devrait décrire la stratégie permettant l’établissement et le maintien
d’une saine culture de sûreté par toutes les parties (y compris les entrepreneurs et les sous-traitants)
engagées dans les activités de conception, d’approvisionnement, de construction, de mise en
service, d’exploitation et de déclassement qui peuvent avoir une incidence sur la sûreté tout au long
de la durée de vie de la centrale. La description des programmes - établis, ou devant être établis et
promus - devrait contenir des renseignements suffisamment détaillés pour démontrer la manière
dont la culture de sûreté a été et sera élaborée, documentée, promue, maintenue, évaluée de façon
continue et renforcée.
3.4
Autorité responsable de la conception
Cette section devrait faire la démonstration que les attentes énoncées à la section 5.1 du document
RD-337 seront satisfaites. De plus, cette section de la demande devrait décrire :
1. l’autorité officielle responsable de la conception pour chaque phase du cycle de vie de
l’installation, du début jusqu’à l’exploitation commerciale
2. les autres organisations (concepteurs responsables) qui assument la responsabilité de la
conception de sections particulières de la centrale, y compris les tâches et les fonctions de
l’autorité responsable de la conception et des concepteurs responsables
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
3. les relations officielles, dont les pouvoirs, les fonctions et les responsabilités, entre l’autorité
responsable de la conception et :
a. le demandeur
b. les principales organisations de soutien technique
c. le constructeur et les principaux entrepreneurs et sous-traitants
d. les organisations d’approvisionnement
e. les organisations de mise en service et d’exploitation
4. les conditions préalables qui doivent être respectées avant que les pouvoirs de l’autorité
responsable de la conception ne puissent être transférés. Il est important de fournir
suffisamment de détails pour démontrer que le successeur de l’autorité responsable de la
conception possèdera les connaissances, l’expertise et les ressources nécessaires pour assumer
cette responsabilité
3.5
Surveillance et examen du rendement en matière de sûreté
Cette section devrait démontrer qu’un système adéquat de vérification et d’examen a été mis en
place afin d’obtenir l’assurance que les politiques en matière de sûreté du demandeur sont mises en
œuvre de manière efficace. Cette section devrait aussi décrire les dispositions prises pour assurer
un examen indépendant et continu de la sûreté, lequel comprend un programme d’autoévaluation
interne objectif, appuyé par des examens périodiques effectués par des personnes externes
qualifiées. L’examen du rendement en matière de sûreté devrait tenir compte de l’expérience de
projets nationaux et internationaux de construction de centrales nucléaires et de la rétroaction
provenant de tels projets présentement en cours. Les demandeurs devraient démontrer que les
indicateurs de l’efficacité de leur organisation ainsi que de leur rendement en matière de sûreté sont
surveillés et qu’ils permettront à la haute direction de détecter toute lacune et détérioration de la
sûreté, et d’en tenir compte en temps opportun.
Cette section devrait également décrire de quelle façon le demandeur prévoit cerner tout fait
nouveau ou changement au sujet de l’organisation qui pourrait mener à la détérioration du
rendement en matière de sûreté pendant la construction et la mise en service de la centrale. Le
demandeur devrait aussi démontrer la pertinence des mesures prévues visant à prévenir de telles
détériorations.
3.6
Santé et sécurité au travail
La production et l’utilisation de l’énergie nucléaire sont de compétence fédérale. Dans le cas d’une
entreprise fédérale, et partie intégrale de l’exploitation et de la gestion de cette entreprise, les
relations et conditions de travail, qui comprennent les questions de santé et de sécurité au travail
(SST), sont de compétence fédérale. En règle générale, la SST relève des provinces. Aux centrales
nucléaires, la SST est régie par trois organismes : Ressources humaines et Développement des
compétences Canada (RHDCC), les différents ministères provinciaux du travail et la CCSN. En ce
qui concerne RHDCC, c’est la partie II du Code canadien du travail qui s’applique. Cependant, en
Ontario, la législation concernant la SST a été incorporée par renvoi au Code canadien du travail;
un protocole d’entente est d’ailleurs en place à ce sujet. Par conséquent, en Ontario, les questions
de SST sont régies par la réglementation provinciale pour le compte de RHDCC.
Dans les autres provinces et les territoires, l’organisme compétent en matière de SST est déterminé
en analysant chaque cas. Bien que les questions de SST aux installations nucléaires relèvent
habituellement du programme du travail de RHDCC, les organisations provinciales autorisées qui
exploitent des installations nucléaires jouissent de l’immunité de la Couronne d’une province, à
moins que la loi en dispose autrement. Ceci a pour résultat d’exclure le gouvernement fédéral des
questions de SST aux installations nucléaires qui sont exploitées par des organisations provinciales
7
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
titulaires de permis. Des protocoles d’entente ont pu être conclus entre la CCSN et les ministères
du travail des provinces pour déterminer officiellement la compétence en matière d’administration
des questions de SST. Si c’est le cas, les protocoles d’entente devraient être pris en compte dans
l’examen de toute demande de permis relative à un site.
Cette section de la demande devrait démontrer que le programme proposé de santé et sécurité du
demandeur est adéquat et que le demandeur :
1. mettra en œuvre adéquatement les politiques et procédures proposées en matière de santé et de
sécurité des travailleurs
2. sera qualifié et prendra les dispositions adéquates en vue de protéger la santé et la sécurité des
personnes, y compris les dispositions nécessaires pour :
a. démontrer une surveillance adéquate du programme de SST du site
b. assurer le respect des règles et exigences applicables en matière de SST
c. veiller à la formation adéquate en matière de SST des personnes participant aux
activités de préparation du site
d. être en mesure de faire enquête et rapport sur les incidents et les événements
importants
Le programme proposé de santé et sécurité doit répondre aux exigences établies dans les codes
provinciaux ou fédéraux applicables.
La CCSN s’attend à ce que les demandeurs et les titulaires de permis élaborent, mettent en œuvre
et tiennent à jour des programmes de SST efficaces pour prévenir les blessures et les maladies
professionnelles. Dans le cadre du programme de SST, les demandeurs devraient cerner les dangers
qui peuvent menacer la SST, évaluer les risques connexes et mettre en place le matériel,
l’équipement, les programmes et les mesures nécessaires pour bien gérer, contrôler et minimiser
ces risques. Dans le cadre du programme, les titulaires de permis devraient également mettre en
œuvre les processus et les procédures nécessaires pour :
1. enquêter sur les incidents et les événements importants
2. cerner les causes fondamentales
3. mettre en œuvre les mesures correctives permettant d’éliminer les causes fondamentales qui
ont été cernées
4. s’assurer que les mesures correctives ont été menées à bonne fin et qu’elles empêcheront
efficacement que les incidents et les événements importants se reproduisent.
Les politiques et les procédures en matière de santé et de sécurité au travail du titulaire du permis
ou des entrepreneurs embauchés par celui-ci pour travailler à la préparation de l’emplacement
devraient respecter les exigences provinciales applicables.
4.
Évaluation de l’emplacement
4.1
Considérations d’ordre général
Le chapitre 4 de la demande devrait décrire les caractéristiques géologiques, sismologiques,
hydrologiques et météorologiques de l’emplacement et de la région avoisinante, y compris la
répartition de la population actuelle et projetée et l’utilisation des terres qui sont pertinentes dans le
cadre de la conception et de l’exploitation de la centrale.
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
S’il y a lieu, ce chapitre devrait renvoyer aux renseignements déjà soumis dans l’énoncé des
incidences environnementales (EIE) et dans la demande de permis de préparation de
l’emplacement, les résumer et y ajouter des détails.
Le chapitre devrait également décrire les utilisations actuelles et prévues des terres et des
ressources en eau dans la région avoisinante au cours de la durée de vie de la centrale (p. ex., pour
le développement urbain et l’agriculture). La description devrait tenir compte des plans directeurs
municipaux, régionaux et provinciaux d’utilisation des terres qui se situent près de la centrale, et
devrait inclure une évaluation de leurs incidences probables sur la centrale et vice-versa; la
documentation devrait signaler toute utilisation des terres ou de l’eau qui serait inconciliable avec
la centrale.
Toutes les caractéristiques de l’emplacement qui peuvent porter atteinte à la sûreté de la centrale
devraient avoir fait l’objet d’une enquête, et les résultats devraient être présentés dans ce chapitre.
La demande devrait contenir les renseignements relatifs aux processus et aux procédures utilisés
pour évaluer l’emplacement pendant la phase de conception et à l’étape de l’évaluation de la
conception, y compris :
1. l’évaluation des dangers spécifiques au site entraînés par des événements externes (d’origine
naturelle ou humaine)
2. les hypothèses ou les caractéristiques de conception sous la forme de probabilités de répétition
des événements externes
3. la définition des événements externes faisant partie du fondement de la conception
4. la collecte des données de référence sur l’emplacement qui ont servi à la conception de la
centrale (géotechniques, sismologiques, hydrologiques, hydrogéologiques et météorologiques)
5. l’évaluation des incidences des questions relatives au site dont on doit tenir compte dans la
demande en ce qui a trait aux mesures d’urgence et à la gestion des accidents
6. les dispositions prises pour effectuer la surveillance des paramètres liés au site tout au long de
la vie de la centrale
Ce chapitre devrait également traiter des critères d’exclusion et (ou) d’acceptation de
l’emplacement utilisés pour effectuer l’examen préalable de l’acceptabilité de l’emplacement et
après la phase d’évaluation du site. Il devrait comprendre toute interaction (directe ou indirecte)
prévue avec les espèces biologiques protégées ou avec leurs habitats essentiels.
Les demandeurs devraient expliquer de quelle façon ils satisfont aux attentes énoncées aux sections
4.1, 4.2.2 et 6.4 du document RD-337 et aussi de la section 5 du document RD-346, Évaluation de
l'emplacement des nouvelles centrales nucléaires.
4.2
Données de référence sur le site
Cette section devrait décrire :
1. l’emplacement du site, y compris la zone directement contrôlée par le demandeur et les zones
avoisinantes pour lesquelles il faut consulter d’autres autorités responsables au sujet du
contrôle des activités qui peuvent avoir une incidence sur l’exploitation de la centrale, y
compris les zones d’interdiction de vol. Les renseignements présentés devraient être appuyés
par :
a. une description officielle du site et de sa zone d’exclusion
b. la preuve légale documentée de la propriété du site et du contrôle de la zone
d’exclusion
c. un dessin approuvé par un arpenteur-géomètre accrédité
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
2. des renseignements sur les activités incluant des données pertinentes sur la répartition de la
population et sa densité ainsi que la disposition de toutes les installations publiques et privées
(p. ex., les aéroports, les ports, les chemins de fer et les centres de transport ferroviaires, les
routes et les autoroutes, les manufactures et les autres sites industriels, les écoles, les hôpitaux,
les services de police, les services d’incendie et les services municipaux) dans les environs de
l’emplacement de la centrale
3. les utilisations des terres et des ressources en eau dans les zones avoisinantes, par exemple pour
le développement urbain et l’agriculture, y compris une évaluation de toute interaction possible
avec la centrale et vice-versa
4. les caractéristiques environnementales de référence du site et des zones avoisinantes, y compris
les données sur la flore, la faune et les zones des habitats, la qualité de l’air, la géologie, les
sols et les sédiments, ainsi que les eaux souterraines et de surface. Les renseignements
présentés devraient être conformes à la section 6 du document RD-346
5. les caractéristiques géologiques du site, y compris les détails sur la géologie structurale
dominante à l’échelle régionale, locale et du site, ainsi qu’une explication des méthodes
utilisées pour obtenir ces données
6. les propriétés géotechniques des sols et l’hydrologie des eaux souterraines, y compris
l’ensemble des données qui ont servi à la conception des fondations, à l’évaluation des effets
de l’interaction des sols et des structures, à la construction des structures en terre et des
structures enfouies, ainsi que les améliorations apportées aux sols sur le site, de même que des
données suffisantes sur l’hydrologie des eaux souterraines pour permettre une évaluation
indépendante du transport de contaminants dû à des rejets accidentels ou prévus de substances
nucléaires radioactives ou de substances dangereuses
7. les caractéristiques topographiques de l’emplacement et des terres avoisinantes, y compris la
végétation prédominante, afin de permettre une évaluation indépendante des facteurs qui
peuvent avoir une incidence sur la dispersion des substances nucléaires radioactives et des
substances dangereuses dans l’environnement
En résumé, cette section devrait présenter les données pertinentes relatives au site après
l’achèvement des activités de préparation de l’emplacement autorisées et comprendre les marges
d’incertitude connexes dont on a tenu compte lors de la conception structurale de la centrale et des
études menées sur la dispersion des substances nucléaires radioactives et des substances
dangereuses. Il faudrait aussi mentionner les références aux rapports techniques décrivant en détail
la conduite des enquêtes et l’origine des données recueillies. La conception des structures en terre
et les mesures relatives à la protection du site devraient également être décrites, le cas échéant. Une
description de tout fait nouveau prévu lié aux renseignements qui ont servi à l’évaluation du site
devrait être faite, accompagnée de mises à jour au besoin. Les renseignements fournis dans cette
section devraient être conformes aux autres renseignements énoncés ailleurs dans la demande et y
être reliés.
4.3
Autorité et contrôle de la zone d’exclusion
Cette section devrait :
1. décrire les limites de la zone d’exclusion
2. indiquer l’entité possédant l’autorité juridique d’exercer le contrôle de cette zone
3. dresser une liste des activités qui pourraient y être permises et décrire de quelle manière ces
activités seront contrôlées afin d’éviter toute incidence négative sur la sûreté de l’exploitation
de la centrale
4. cerner toute activité qui pourrait entraîner des incidences négatives sur la construction ou
l’exploitation de la centrale
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Cette section devrait aussi expliquer comment seront satisfaites les attentes concernant
l’établissement des zones d’exclusion, des zones de protection et du plan de l’installation énoncées
à la section 5.5 du document RD-346 et aux sections 6.5 et 6.6 du document RD-337.
4.4
Évaluation des dangers spécifiques au site
Cette section devrait présenter les résultats d'une évaluation détaillée des dangers potentiels
spécifiques au site, d’origine naturelle ou humaine, conformément aux sous-sections 4.4.1 à 4.4.6
de ce document. L'évaluation devrait répondre aux attentes énoncées aux sections pertinentes du
document RD-346 et à la section 7.4 du document RD-337. Les mesures administratives pour
atténuer ces dangers (en particulier ceux liés aux événements d’origine humaine) devraient être
cernées et des renseignements devraient être fournis sur leur nature et leur mise en œuvre, ainsi que
sur les rôles et les responsabilités des personnes chargées de leur application.
S’il y a lieu, cette section devrait résumer et citer en référence les renseignements pertinents soumis
dans l’énoncé des incidences environnementales et dans la demande de permis de préparation de
l’emplacement. Des renseignements plus détaillés devraient être fournis pour les sujets qui n'ont
pas été traités pleinement dans l’énoncé des incidences environnementales et dans la demande d'un
permis de préparation de l’emplacement.
Les critères de présélection utilisés pour chaque danger (y compris les seuils de probabilité et la
crédibilité des événements) et l'incidence prévue de chaque danger (en fonction de son origine, des
mécanismes potentiels de propagation et des effets prévus sur le site) devraient également être
décrits dans la présente section.
Les hypothèses ou les caractéristiques de conception sous forme de probabilité de répétition des
événements externes devraient être définies et décrites. L’approche utilisée pour effectuer une
surveillance en fonction des hypothèses ou des caractéristiques de conception devrait également
être décrite.
Les renseignements présentés dans cette section devraient être pris en compte au moment d'établir
le fondement de la conception de l'installation.
En dernier lieu, cette section devrait démontrer que des mesures appropriées sont en place pour
mettre à jour périodiquement les évaluations des dangers spécifiques au site, conformément aux
résultats des méthodes d'évaluation actualisées et des activités de surveillance ainsi qu’aux données
de suivi accumulées.
On devrait prendre des dispositions pour veiller à préserver la confidentialité des informations
relatives aux dangers spécifiques au site, que ce soit pour des raisons de sécurité ou pour protéger
les intérêts de parties tierces ayant fourni des informations potentiellement sensibles pour faciliter
l'évaluation.
4.4.1
Proximité des voies de transport, des installations industrielles et des zones urbaines
Cette sous-section devrait décrire tous les types de voies d’accès (terrestres, maritimes et aériennes)
à proximité du site, y compris les zones de développement urbain et industrielles, et cerner tout
danger que cela peut représenter pour la centrale.
Elle devrait aussi décrire les résultats d'une évaluation détaillée des effets des incidents qui
pourraient survenir aux installations industrielles existantes et proposées, des incidents à d'autres
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
installations dans le voisinage et des incidents liés au transport, conformément aux attentes
énoncées aux sections 5.2 et 8 du document RD-346. Pour tout danger cerné, il faudrait déterminer
la pertinence de l’inclure à la liste des événements de dimensionnement cités dans la demande afin
de juger s’il est nécessaire d’ajouter à la conception des caractéristiques visant à atténuer les
conséquences de ces incidents. Il faudrait fournir également une description de tout projet prévu
dans le voisinage de l’emplacement; cette information devrait être revue et mise à jour
périodiquement.
4.4.2
Activités sur le site pouvant avoir une incidence sur la sûreté de la centrale
Cette sous-section devrait tenir compte des attentes énoncées aux sections 8 et 9 du document RD346 et devrait décrire tous les processus et toutes les activités dans les environs de la centrale qui
pourraient avoir une incidence sur l'exploitation sûre de la centrale s’ils n’étaient pas adéquatement
réalisés. Citons en exemples la circulation des véhicules (par voie terrestre, maritime ou aérienne)
dans les environs de la centrale, le stockage et le déversement potentiel de combustibles, de gaz ou
d’autres produits chimiques, le transport sur le site d’explosifs ou l’inhalation par le personnel de
particules, de fumée ou de gaz nocifs (ou la contamination du personnel par ceux-ci).
Les mesures prises pour la protection du site (y compris les barrages, les digues, le drainage et les
travaux de renforcement du littoral) et toute modification du site (telle que les remplacements de
sols ou les changements apportés à l’élévation du site) sont également pertinentes à la phase de
description des caractéristiques de l'emplacement et devraient être évaluées par rapport au
fondement de la conception et décrites dans la présente sous-section.
4.4.3
Hydrologie
Cette sous-section devrait fournir tous les renseignements nécessaires pour permettre une
évaluation indépendante des incidences potentielles des conditions hydrologiques sur la
conception, les exigences en matière de rendement et l'exploitation sûre de la centrale. Les
renseignements présentés devraient être conformes aux attentes énoncées aux sections 6.4 et 7.3 du
document RD-346. Les aspects qui devraient être évalués comprennent :
1. les sécheresses
2. les inondations provenant des cours d’eau, des réservoirs, des zones de drainage adjacentes et
du drainage du site
3. les possibilités d'inondation due à des vagues provoquées par des ruptures de barrage
4. les inondations liées à la glace
5. les effets des mouvements de l’eau générés par des secousses sismiques sur le site et hors site
En ce qui a trait aux centrales nucléaires situées près d'un littoral ou d'un estuaire, les tsunamis, les
seiches et les effets combinés des marées et des vents violents devraient être évalués.
Il faudrait également tenir compte des effets potentiels des changements climatiques sur
l’hydrologie locale. Finalement, cette sous-section devrait décrire tout changement de l'utilisation
des terres hors site et tout projet de développement sur le littoral en amont qu’il est possible de
prévoir et qui pourrait avoir des incidences sur les conditions hydrologiques du site et, par
conséquent, sur la conception, le rendement et la sûreté de la centrale.
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Cette sous-section devrait également décrire les aspects de l’hydrogéologie (les eaux souterraines)
se rapportant au site et à la région avoisinante. Les données provenant des études de l’hydrologie
locale et régionale ainsi que des programmes de surveillance des eaux souterraines devraient être
documentées. Les éléments suivants devraient être évalués relativement à la conception :
1. la stratigraphie hydrogéologique
2. l’écoulement des eaux souterraines et les modèles et les taux potentiels de transport de
contaminants
3. l’interaction possible des eaux souterraines avec les plans d’eau de surface ainsi que les cônes
d’assèchement générés par la construction et l’exploitation de la centrale
4. les effets du réseau d’écoulement des eaux souterraines sur la stabilité et l’intégrité des
fondations de la centrale et des structures souterraines
Les renseignements présentés devraient être conformes aux attentes énoncées aux sections 6.5 et
7.4 du RD-346.
4.4.4
Météorologie
Cette sous-section de la demande devrait décrire les aspects météorologiques qui se rattachent au
site et à la région avoisinante, tout en tenant compte des effets climatiques régionaux et locaux, et
inclure les données provenant des programmes de surveillance météorologiques à l'emplacement.
Les effets potentiels des changements climatiques sont évalués relativement à la conception et en
supposant des valeurs extrêmes des paramètres météorologiques comme la température, le niveau
d’humidité, la quantité des pluies, la vitesse des vents en ligne droite et des vents rotationnels et la
charge de neige. Il faudrait aussi prendre en considération la possibilité que les éclairs et les débris
soufflés par le vent puissent avoir des incidences sur la sûreté de la centrale. Les renseignements
présentés devraient être conformes aux attentes énoncées aux sections 7.1 et 7.2 du RD-346.
4.4.5
Séismologie
Cette sous-section de la demande devrait décrire les caractéristiques sismiques et tectoniques du
site et de la région avoisinante. L’évaluation des dangers de nature sismique devrait être fondée sur
un modèle géotectonique adéquat et accompagnée des données et des preuves appropriées. Les
résultats de cette évaluation devraient être décrits en détail et utilisés dans chacune des sections de
la demande où l’on traite de la conception structurale et des qualifications sismiques des
composants ainsi que des analyses de la sûreté. Les renseignements présentés devraient être
conformes aux attentes énoncées aux sections 7.5 et 7.6 du RD-346.
4.4.6
Autres dangers
Les demandeurs devraient décrire tout autre danger spécifique au site qui n’a pas été traité aux
sous-sections 4.4.1 à 4.4.5 et fournir l’information connexe.
4.5
Conditions radiologiques dues à des sources externes
Cette section de la demande devrait décrire les conditions radiologiques sur le site de la centrale et
dans les zones avoisinantes, tout en tenant compte des effets radiologiques dus à toute centrale
avoisinante et à toute autre source externe. Les renseignements fournis devraient être suffisamment
détaillés pour servir de point de référence initial et pour donner une appréciation adéquate des
conditions radiologiques actuelles au site.
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Il faudrait aussi fournir une brève description des systèmes de surveillance des rayonnements qui
seront en place, ainsi que des moyens devant être utilisés pour la détection des rayonnements et des
contaminants radioactifs. Cette description devrait être liée à la section 11.5 Surveillance des
rayonnements et à la section 13.6 Programme de surveillance environnementale et servir de
complément à ces sections.
4.6
Questions liées au site relativement aux plans d’urgence et à la gestion des accidents
Cette section devrait décrire les résultats d'une évaluation des études démographiques et des
facteurs liés à la planification des mesures d'urgence relativement à l'emplacement; et démontrer le
respect des exigences et attentes réglementaires, telles que celles énoncées dans le document RD346 et aux sections 4.2.2 et 4.2.4 du document RD-337.
Les aspects évalués devraient inclure :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
la densité de la population et sa répartition dans la zone de protection
l’utilisation actuelle et future des terres et des ressources
les caractéristiques physiques de l’emplacement
la disponibilité de travailleurs qualifiés pour élaborer et mettre en œuvre des plans d’urgence
les personnes dans les environs qu’il pourrait être difficile d’évacuer ou d'abriter (p. ex., les
personnes dans les hôpitaux, les écoles et les prisons)
les activités de la population et celles liées à l'utilisation des terres dans la zone de protection,
qui doivent être maintenues à certains niveaux afin de ne pas nuire à la mise en œuvre des
plans d'urgence
la confirmation que les plans d'urgence et les mesures de protection connexes qui sont la
responsabilité des municipalités, des provinces, des territoires ou de pays étrangers voisins de
la centrale peuvent être mis en œuvre à n'importe quel moment au cours du cycle de vie de la
centrale
tout événement d'origine naturelle ou humaine, faisant partie du fondement de conception et
pouvant avoir une incidence sur les exigences en matière de gestion des urgences, tel que les
feux de forêt, les tremblements de terre, les conditions météorologiques extrêmes, les nuages
de fumée toxique, les explosions et les écrasements d'avion
tout événement hors dimensionnement, d'origine naturelle ou humaine, pris en compte dans la
conception et qui pourrait avoir une incidence sur les exigences en matière de gestion des
urgences
Cette section devrait également servir de complément et être liée aux sections 4.2, Données de
référence sur le site et 4.5, Conditions radiologiques dues à des sources externes et aux autres
sections traitant par exemple de la proximité des aéroports, des chemins de fer, des routes et des
services d’urgence par rapport à la centrale.
4.7
Surveillance des paramètres liés au site
Les dispositions relatives à la surveillance des paramètres liés au site qui sont influencés par les
événements sismiques et atmosphériques et ceux mettant en cause les eaux de surface et les eaux
souterraines ainsi que par les changements à la démographie, aux installations industrielles et aux
voies de transport devraient être décrites dans cette section. La description devrait être
suffisamment détaillée afin de fournir les renseignements nécessaires pour appuyer les mesures
d'urgence devant être prises en réponse aux événements externes, soutenir un examen périodique
de la sûreté du site et élaborer des modèles de dispersion des matières radioactives. Cette
description sert également à confirmer que l’ensemble des dangers spécifiques au site qui ont été
pris en compte est complet.
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Les programmes de surveillance à long terme servant à détecter l’existence d’écarts importants par
rapport au fondement de la conception devraient être décrits dans cette section. Cette description
devrait comprendre des détails sur la collecte des données enregistrées à l’aide des instruments
spécifiques au site, de même que des données provenant d’institutions spécialisées nationales. Les
stratégies et les outils de surveillance adoptés qui servent à prévenir, à atténuer et à prédire les
effets des dangers présents sur le site et hors site devraient également être décrits dans cette section.
5.
Aspects généraux de la conception et les programmes de soutien
5.1
Considérations d’ordre général
Le chapitre 5 de la demande devrait décrire la conception de la centrale et les programmes de
soutien à la conception. La description devrait comprendre l’approche adoptée pour effectuer la
conception de base, les buts et les objectifs atteints par la conception, la manière dont ces buts et
ces objectifs ont été atteints, ainsi que les codes et les normes utilisés dans la conception (voir la
section 2.2 Règlements, codes et normes applicables).
La conception devrait être suffisamment détaillée pour permettre d'effectuer des examens
indépendants. Ceux-ci comprennent l’examen par des pairs indépendants prévu à la section 5.6 du
document RD-337, et l'examen réglementaire de la conception.
Cette section devrait également décrire les programmes mis en place dans le but de veiller à ce que
la conception soit réalisée par un personnel dûment formé et qualifié. La description devrait
démontrer qu'une approche systématique à la formation (ASF) a été adoptée et que tous les
entrepreneurs et sous-traitants qui participent à la conception de la centrale possèdent les
compétences nécessaires pour mener à bien leurs activités respectives.
Cette section devrait aussi fournir des renseignements sur les programmes de soutien qui
contribueront à s’assurer que :
1. la conception
a. est conforme à des nomes de haut niveau
b. intègre les plus récentes découvertes sur le plan technique et du savoir
c. conserve ses caractéristiques tout au long de la durée de vie de la centrale, dans les
limites prises en compte dans la conception et l'analyse de la sûreté
d. résiste aux événements de cause commune et, dans la mesure du possible, aux
accidents graves
2. la centrale demeurera fiable, robuste et facile à entretenir et exploiter
Tous les renvois à d’autres sections de la demande ou à d’autres documents devraient indiquer
clairement les sections pertinentes des documents cités.
Ce chapitre devrait inclure une démonstration, item par item, que les attentes énoncées dans le
document RD-337 sont respectées.
5.2
Objectifs et buts en matière de sûreté
5.2.1
Objectifs de sûreté
Cette sous-section devrait décrire les objectifs de sûreté devant être atteints par la conception
adoptée et devrait démontrer que ceux-ci sont compatibles avec les attentes énoncées à la section
4.1 du document RD-337. La description devrait aussi servir de complément et être liée aux autres
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
sections pertinentes de la demande où l’on pourrait trouver des preuves du respect des objectifs de
sûreté.
5.2.2
Buts en matière de sûreté
Cette sous-section devrait indiquer les buts en matière de sûreté devant être atteints par la
conception et démontrer que ces buts répondent aux attentes énoncées à la sous-section 4.2.2 du
document RD-337.
5.2.3
Radioprotection
Cette sous-section devrait décrire, en termes généraux, l’approche de conception adoptée pour
répondre aux exigences du Règlement sur la radioprotection, ainsi qu’aux objectifs en matière de
radioprotection et aux attentes concernant les limites de dose acceptables énoncées aux sections
4.1.1 et 4.2.1 du document RD-337. Elle devrait démontrer que dans tous les états d’exploitation,
les doses de rayonnement reçues à l’intérieur de la centrale ou résultant de tout rejet planifié de
matières radioactives à l’extérieur de la centrale sont maintenues en deçà des limites réglementaires
et au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (principe ALARA), compte
tenu des facteurs sociaux et économiques. Les caractéristiques de la conception relativement à la
radioprotection sont abordées à la section 11.4 de la demande, Caractéristiques de conception en
matière de radioprotection, alors que les renseignements sur le principe ALARA se trouvent à la
section 11.2, Application du principe ALARA.
5.2.4
Défense en profondeur
Cette sous-section de la demande devrait décrire, en termes généraux, l’approche adoptée pour
intégrer le concept de défense en profondeur (sections 4.3.1 et 6.1 du document RD-337), dans la
conception de la centrale. Elle devrait démontrer que le concept de défense en profondeur a été pris
en considération pour toutes les activités liées à la sûreté de la centrale. L'approche de la
conception adoptée devrait faire en sorte que des niveaux et des barrières de défense multiples et
(dans la mesure du possible) indépendants soient présents dans la conception de façon à offrir une
protection en cas d’incident de fonctionnement ou d’accident, peu importe leur origine. Le choix
des principales barrières devrait être décrit et justifié. Un accent particulier devrait être mis sur les
systèmes importants pour la sûreté. S’il y a lieu, on devrait inclure dans la description toute action
des opérateurs proposée pour atténuer les conséquences des événements et pour aider au bon
rendement des fonctions de sûreté importantes pour la sûreté de la centrale.
5.2.5
Fonctions de sûreté
Les fonctions de sûreté fondamentales visant à assurer la sûreté de la centrale en mode normal
d’exploitation, ainsi que lors d’incidents de fonctionnement prévus (IFP), d’accidents de
dimensionnement (AD) et (dans la mesure du possible) d’accidents hors dimensionnement (AHD)
sont énoncées dans la section 6.2 du document RD-337 comme suit :
1.
2.
3.
4.
5.
contrôle de la réactivité
refroidissement du cœur du réacteur
confinement des matières radioactives
contrôle des rejets en exploitation normale, ainsi que la limitation des rejets accidentels
surveillance des paramètres de sûreté critiques pour guider les interventions des opérateurs
Cette sous-section devrait décrire et expliquer comment les fonctions de sûreté fondamentales ont
été intégrées à la conception de la centrale. Les structures, les systèmes et les composants (SSC)
utilisés pour accomplir les fonctions de sûreté nécessaires à divers intervalles suivant un événement
initiateur hypothétique (EIH) devraient y être signalés.
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RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Toutes les autres fonctions de sûreté de la centrale devraient être énumérées et décrites. Par
exemple, le refroidissement du combustible irradié dans les systèmes de manutention et de
stockage du combustible.
5.2.6
Codes et normes en matière de conception
Conformément à la section 7.2 du document RD-337, on s'attend à ce que le demandeur définisse
l'enveloppe de conception de la nouvelle centrale nucléaire. Cette sous-section de la demande
devrait décrire le processus suivi pour respecter les exigences et les attentes énoncées dans les
codes et normes canadiens et internationaux adoptés et citer ces dernières en référence. Ces
documents, qui peuvent également être cités ailleurs dans la demande, fournissent la preuve que
toutes les attentes pertinentes en matière de permis ayant trait à la conception et à l’analyse de la
sûreté ont été respectées.
5.2.7
Principes et critères en matière de conception
Cette sous-section devrait fournir une description générale de la manière dont les principes de
conception choisis sont intégrés dans la conception. L'analyse de la sûreté de la centrale peut être
considérablement simplifiée si des principes et des critères conservateurs sont adoptés à la phase de
conception. Quand des aspects de la conception se fondent sur des principes déterministes
conservateurs, comme ceux énoncés dans des normes et des codes internationaux ou dans des
documents d’application de la réglementation, le recours à de tels principes doit être décrit. Si la
conception de la centrale n'est pas pleinement conforme à un principe déterministe particulier
énoncé dans un document d’application de la réglementation, la demande devrait démontrer que le
niveau général de sûreté n’est pas compromis. Le personnel de la CCSN devrait être consulté le
plus tôt possible au sujet des importants écarts qui pourraient survenir.
Les critères utilisés pour déterminer le niveau de risque acceptable devraient être indiqués et il
devrait être démontré qu'ils répondent aux attentes de la section 4 du document RD-337. Le
demandeur devrait également expliquer comment les pratiques de conception (p. ex., le
renforcement de la fiabilité des systèmes, le traitement des défaillances de cause commune, de
mode commun et interactives) ont été employées pour rendre le risque acceptable. Le cadre
conceptuel qui traite des cas qui se situent entre deux niveaux de risque devrait être décrit. Cette
sous-section devrait également traiter de la méthodologie utilisée pour analyser les coûts et
avantages des différentes options de conception au moment d’en choisir une.
5.2.8
Détermination des états de la centrale et des configurations d’exploitation
Cette sous-section devrait cerner tous les états de la centrale et démontrer que les attentes énoncées
à la section 5.2.3 du document d’application de la réglementation RD-310 Analyses de la sûreté
pour les centrales nucléaires et à la section 7.3 du document RD-337 sont respectées. Les états de
la centrale comprennent généralement l’exploitation en mode normal, les incidents de fonctionnent
prévus, les accidents de dimensionnement et les accidents hors dimensionnement.
En ce qui a trait aux états d’exploitation (le mode normal d’exploitation et l’exploitation suite à des
incidents de fonctionnement prévus (IFP)), les renseignements soumis devraient couvrir différentes
configurations telles le démarrage, l’exploitation normale en puissance, l'état d’arrêt, le
rechargement de combustible et toute autre configuration normale d’exploitation. Les principaux
paramètres et les caractéristiques uniques de chaque configuration, ainsi que toute disposition
particulière de la conception visant à maintenir la configuration, devraient être également cernés.
Les limites de temps où l’exploitation peut être poursuivie dans diverses conditions (p. ex., niveau
de puissance) dans l’éventualité d’un écart par rapport aux conditions normales d’exploitation
devraient être décrites.
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Août 2011
5.2.9
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Critère de défaillance unique
Cette sous-section de la demande devrait présenter une description générale de la manière dont le
critère de défaillance unique mentionné à la sous-section 7.6.2 du document RD-337 a été pris en
compte lors de la conception de tous les systèmes importants pour la sûreté. La description devrait
également comprendre un examen des possibilités de défaillances aléatoires de fonctionnement
d’un composant particulier, de même que des défaillances indirectes qui peuvent être provoquées
par le rendement inadéquat d’autres composants ou systèmes. De plus, il faudrait décrire les
hypothèses sur la configuration de système la plus défavorable pouvant être tolérée, incluant son
mode de fonctionnement et les durées acceptables d’arrêt de ses composants. Toute exception aux
exigences énoncées à la section 7.6.2 du document RD-337 devrait être signalée.
5.2.10 Assurance de la fiabilité
Cette sous-section devrait présenter le programme de fiabilité établi conformément aux attentes
contenues dans la norme S-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires et qui a pour
but de s’assurer que les systèmes importants pour la sûreté atteignent leurs objectifs de fiabilité. Le
programme devrait respecter les attentes de conception en matière de fiabilité énoncées à la section
7.6 du document RD-337 et devrait inclure le fondement des objectifs de fiabilité de l’équipement
et des systèmes importants pour la sûreté. La description devrait comprendre :
1. les méthodes utilisées pour l’évaluation de la fiabilité
2. la façon dont les questions de vieillissement sont prises en compte
3. les critères servant à la sélection des données d’entrée pour effectuer l’évaluation de la fiabilité
et à la détermination du besoin de mises à jour subséquentes, fondées sur les essais, la
surveillance et autres expériences
5.2.11 Autres caractéristiques de la sûreté
Cette sous-section devrait préciser, décrire et expliquer la pertinence d’autres critères ou exigences
en matière de sûreté qui ont été respectés dans la conception. La conception de la centrale devrait
tenir compte des caractéristiques particulières de la sûreté, telles que des marges de sûreté
adéquates, une conception aussi simple que possible, des dispositifs de sûreté passifs, des systèmes
de la centrale intervenant de façon graduelle, la résistance des systèmes et de la centrale aux
défaillances, des systèmes conviviaux de commande, le concept de fuite avant rupture, la
conception à sûreté intégrée et toute autre méthode de conception qui offre la possibilité de réduire
les incidences des défaillances et de renforcer la sûreté de la conception.
5.3
Classification des structures, des systèmes et des composants (SSC)
Cette section devrait décrire l’approche adoptée dans la conception concernant la classification des
SSC importants pour la sûreté de la centrale. L’approche sélectionnée devrait être conforme aux
attentes énoncées à la section 7.1 du document RD-337, ainsi qu'aux normes et codes devant être
utilisés. La description devrait également comprendre les critères servant à déterminer les
exigences de conception appropriées pour chaque catégorie, tels que :
1. les normes et les codes appropriés devant être utilisés aux phases de conception, de fabrication,
de construction, d’essai et d’inspection de chaque SSC
2. les caractéristiques des systèmes comme : le degré de redondance, la diversité, la séparation,
les attentes en matière de fiabilité (section 7.6 du document RD-337), les attentes en matière de
qualification environnementale (section 7.8 du document RD-337) et les attentes en matière de
qualification sismique (section 7.13 du document RD-337)
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RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
3. les exigences de disponibilité pour les SSC devant fonctionner sur demande, de même que les
exigences de fiabilité quant à la durée de fonctionnement fixée
4. les exigences en matière d’assurance de la qualité
La description des exigences de conception devrait également aborder les cas spéciaux, comme
lorsque :
1. il y a un partage des structures ou des composants entre deux ou plusieurs systèmes, ou encore
un système exécute plusieurs fonctions
2. certains SSC pourraient devenir vulnérables à la propagation d’une anomalie due à des
événements interactifs ou de cause commune
3. il existe une possibilité d’interaction physique (p. ex., les effets de fouet d’un tuyau, les
impacts de jets) ou d’interaction fonctionnelle entre les SSC (p. ex., la dépressurisation du
circuit caloporteur pour permettre l’injection d’eau par le système de refroidissement
d’urgence, le déclenchement d’un système d’alimentation d’eau d’urgence, ou encore du
système de refroidissement en temps d’arrêt); ou
4. les limites de certains systèmes importants peuvent être fonction de la configuration du
fonctionnement de la centrale
La classification des structures, systèmes, et composants devrait fournir les critères servant à
déterminer le niveau de détail de l’information sur la conception des SSC devant être incluse dans
cette demande, tel que décrit à la section 6.1. Les renseignements présentés dans cette sous-section
devraient être suffisamment détaillés pour permettre une évaluation indépendante de la pertinence
de l’approche de classification.
5.4
Conception des enveloppes sous pression
Cette section devrait décrire le fondement de la conception des systèmes et composants sous
pression ainsi que de leurs supports. Les renseignements présentés dans cette sous-section
devraient répondre aux attentes énoncées à la section 7.7 du document RD-337. Les
renseignements présentés devraient inclure des considérations générales de conception et une
explication de la méthode d’analyse utilisée, incluant les normes et les codes auxquels on a eu
recours. Le code de classification et la conception des SSC sous pression devraient être conformes
à la classification de sûreté, aux normes et aux codes reconnus à l’échelle nationale, ou à ceux
acceptés par des institutions nationales ou internationales. Cette section devrait comprendre une
description de haut niveau du processus d'enregistrement de la conception des enveloppes sous
pression, incluant les principales étapes du processus, les organismes d’inspection autorisés, les
processus d’assurance de la qualité des enveloppes sous pression et les interfaces avec les autorités
externes.
Cette description devrait inclure le fondement pour l’attribution du code de classification des
enveloppes sous pression aux composants en question. Elle devrait également inclure, directement
ou par renvoi, les autres processus de soutien qui font partie intégrale de la conception comme :
1. les spécifications et la traçabilité des matériaux de construction
2. les exigences en matière d’assurance de la qualité
3. les qualifications et les accréditations des concepteurs, des fabricants, des inspecteurs autorisés
et du personnel d’examen
4. les normes et les codes devant être utilisés pour les examens et les essais sous pression
5. la documentation et les dossiers
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RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
6. les inspections en service
7. l’entretien et les essais des SSC sous pression
Cette section devrait également fournir des renseignements concernant des considérations
générales liées à la conception, tels que la méthodologie utilisée pour analyser la protection contre
les défaillances hypothétiques de la tuyauterie des systèmes à moyenne et à haute énergie.
5.5
Travaux et structures civils
Cette section devrait décrire l’approche suivie pour la conception des travaux et des structures
civils. Les renseignements présentés permettront au personnel de la CCSN de vérifier que la
conception est conforme aux attentes énoncées à la section 7.15 du document RD-337 pour toute la
gamme des conditions d’exploitation du réacteur et des conditions d’accident envisagées, y
compris les AHD. Ils permettront aussi au personnel de la CCSN de vérifier si la conception est
conforme aux codes et aux normes applicables. Les renseignements fournis devraient comprendre
une brève description des principes et des critères de conception utilisés. Ils devraient décrire la
manière dont les marges de sûreté nécessaires pour la construction des bâtiments et des structures
importants pour la sûreté ont été justifiées, y compris leur classification sismique. Tous les écarts
par rapport aux exigences de conception publiées devraient être clairement indiqués, et on devrait
expliquer pourquoi ils sont nécessaires et de quelle façon ils sont créés.
5.6
Qualification de l’équipement et facteurs environnementaux
Cette section devrait décrire la procédure suivie concernant la qualification de l’équipement et
devrait confirmer que les composants de la centrale importants pour la sûreté respecteront les
exigences de conception et demeureront aptes à remplir leur fonction lorsqu'ils seront soumis à
toute la gamme des difficultés environnementales individuelles ou combinées qui pourront se
présenter tout au long de la durée de vie de la centrale.
5.6.1
Qualification environnementale
Cette sous-section devrait décrire le programme de qualification environnementale. Elle devrait
aussi comprendre une série d'activités planifiées et coordonnées visant à s’assurer que l’équipement
peut remplir ses fonctions de sûreté lorsqu’exposé aux conditions environnementales définies et
ceci dans tous les états de la centrale pour lesquels il est crédité. Voir la section 5.2.8,
Détermination des états de la centrale et des configurations d’exploitation pour savoir quels sont
les différents états de la centrale. Le programme devrait être vérifiable.
Les renseignements présentés ici devraient comprendre une liste complète de l'équipement
(mécanique, électrique, d’instrumentation et de contrôle, ainsi que de surveillance post-accident)
qui doit être qualifié sur le plan environnemental (tant pour un environnement difficile que
favorable). Ils devraient aussi comprendre les exigences fonctionnelles désignées, la définition des
paramètres environnementaux applicables et la documentation du processus de qualification
utilisée pour démontrer que l’équipement requis est en mesure de satisfaire aux attentes des
sections 5.7, 7.3, 7.5,7.8 et 7.14 du document RD-337. Un échantillon de documents relativement à
la qualification de l'équipement devrait être soumis.
Certains SSC et certains équipements peuvent être crédités pour atténuer les conséquences ou pour
surveiller les conditions suite à un AHD ou un accident grave. On devrait évaluer la capacité de
l’équipement crédité de sorte à obtenir un niveau de confiance raisonnable qu’il pourra remplir les
fonctions prévues lorsqu’exposé aux conditions environnementales qui prévalent suite aux AHD
(voir la section 5.9.6 Gestion des accidents graves). L’équipement crédité pour atténuer les
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
conséquences des AHD et pour la gestion des accidents graves n’est pas tenu d’être qualifié avec
un même niveau de confiance que celui utilisé pour les AD.
5.6.2
Interférences électromagnétiques
Cette sous-section devrait décrire l’approche de conception adoptée pour protéger l’instrumentation
et l’équipement électrique des systèmes de sûreté et des systèmes importants pour la sûreté contre
les anomalies générées par les interférences électromagnétiques (IEM).
Les renseignements présentés dans cette sous-section devraient répondre aux attentes énoncées à la
section 7.9 du document RD-337. Ils devraient aussi démontrer la capacité de l'instrumentation et
de l'équipement électrique de fonctionner, telle que précisée dans la conception, dans
l'environnement électromagnétique qui prévaut dans différents états de la centrale et sans produire
de perturbations électromagnétiques importantes pouvant toucher d'autres équipements dans la
centrale.
Les renseignements suivants devraient également être soumis ou il faudrait y faire référence dans
cette sous-section afin d'aider à démontrer comment les objectifs de conception, en ce qui a trait
aux interférences électromagnétiques ainsi qu’à la compatibilité électromagnétique, seront atteints :
1. les codes et les normes applicables concernant les interférences électromagnétiques et la
compatibilité électromagnétique
2. le programme d’assurance de la qualité directeur
3. les états de la centrale qui influent sur les interférences électromagnétiques de même que les
spécifications correspondantes relatives à l’environnement électromagnétique et les détails
concernant les secteurs touchés
4. toute stratégie pertinente relative à l’aménagement de la centrale
5. toute stratégie pertinente relative à l’installation de mises à la terre et de blindage lors de la
construction de la centrale
6. les exigences en matière d’interférence électromagnétique relatives à la sûreté, à l’immunité,
aux émissions, à la qualification et à la mise à l’essai des dispositifs (la compatibilité
électromagnétique de l’instrumentation et de l’équipement électrique qui doit être prise en
compte dans le programme de qualification environnementale de la centrale)
7. les exigences relatives à la manipulation et au stockage des dispositifs protégés contre
l’interférence électromagnétique
8. les exigences relatives à l’installation et aux pratiques d’atténuation des IEM
9. les exigences relatives à l’identification et au suivi de l’équipement protégé contre les IEM
10. les exigences applicables relatives à la formation en matière d’entretien
11. les documents d’orientation, les normes et les codes pertinents et reconnus actuellement à
l’échelle internationale, utilisés pour l’élaboration des processus de conception et de
qualification en ce qui a trait aux IEM (p. ex., ceux de la Commission électrotechnique
internationale (CEI), de l’Institute of Electrical and Electronics Engineers (IEEE) et de
l’Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA)
5.6.3
Qualification sismique
Cette sous-section devrait décrire comment la conception de la centrale a été pensée pour protéger
les SSC (y compris les structures des bâtiments) contre les dommages causés par les tremblements
de terre. Elle devrait également démontrer comment l'approche adoptée à cet égard respecte les
attentes énoncées à la section 7.13 du document RD-337. La description devrait expliquer la
conception sismique et la qualification sismique des SSC, ainsi que la qualification sismique de
l'équipement, et devrait citer en référence les codes et normes nationaux (CSA) et internationaux
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RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
(AIEA) applicables auxquels on a eu recours. Le programme de qualification sismique devrait tenir
compte de facteurs, tels que :
1. les données sismiques, qui comprennent toute la gamme des réponses prévues par la
conception, l'historique ayant servi à la conception, la sélection et la détermination du
mouvement de sol de référence et les valeurs critiques de l'amortissement
2. si la qualification sismique est déterminée par des mises à l’essai, les exigences relatives à
l'équipement d'essai, la gamme des réponses aux différentes données d’entrée utilisées pour les
essais et les critères d’acceptation
3. l'analyse sismique des structures des bâtiments, en tenant compte de la méthode d'analyse
sismique, de la procédure utilisée pour la modélisation, de l'interaction entre les structures et le
sol, de l'élaboration de la gamme des réponses des étages et d’une combinaison des réponses
modales
4. la méthode d'analyse sismique pour les sous-systèmes, y compris les structures et les
composants qui n'ont pas été couverts par les analyses de l’interaction entre les structures et le
sol
5. la qualification sismique de l'équipement en vue de démontrer sa capacité à remplir les
fonctions de sûreté désignées au cours d'un événement sismique de référence
Cette sous-section devrait également décrire les systèmes d'instrumentation sismiques nécessaires
afin de déterminer et d’enregistrer les réponses sismiques spécifiques au site.
Certains SSC et certains équipements peuvent être crédités pour atténuer les conséquences ou pour
surveiller les conditions suite à un séisme hors dimensionnement. On devrait évaluer la capacité de
l’équipement crédité de sorte à obtenir un niveau de confiance raisonnable qu’il pourra remplir les
fonctions prévues lorsqu’exposé aux conditions environnementales qui prévalent suite aux séismes
hors dimensionnement (voir la section 5.9.6 Gestion des accidents graves). L’équipement crédité
pour atténuer les conséquences des séismes hors dimensionnement et pour la gestion des accidents
graves n’est pas tenu d’être qualifié avec un même niveau de confiance que celui utilisé pour les
séismes de dimensionnement.
5.7
Protection contre les incendies
Cette section devrait décrire de quelle manière les dispositions de conception de la centrale
répondront aux besoins relatifs à la prévention, la protection, le contrôle, l’atténuation,
l’intervention et la récupération en cas d’incendie (y compris les explosions) dans le but de
protéger les SSC, les personnes et l’environnement. En outre, cette section devrait démontrer que,
dans toutes les zones de la centrale, la conception respecte les exigences de la Loi sur la sûreté et la
réglementation nucléaires (LSRN) et ses règlements et qu’elle répond de façon générale aux
attentes contenues dans le document RD-310 et le document RD-337 et en particulier à celles
énoncées à la section 7.12 du document RD-337. La description devrait être liée et servir de
complément à la section 6.10 Système de protection contre les incendies de la demande.
La préparation de la documentation de conception constitue un élément essentiel du processus de
conception en matière de protection contre les incendies, et elle est nécessaire pour le bon
fonctionnement et le bon entretien de la centrale. Afin de répondre à ce besoin, cette section devrait
comprendre les documents suivants :
1. un rapport sur la conception qui devrait, à tout le moins, comprendre les objectifs en matière de
protection contre les incendies et les renseignements suivants indiqués aux sections 6.2
Description des systèmes et 6.2.1 Évaluation de l’ingénierie et de la sûreté du présent
document
22
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RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
a. les spécifications et les dessins de conception
b. le(s) document(s) sur les exigences de conception
c. le(s) document(s) sur la description de la conception
2. un examen par une tierce partie indépendante de la conformité de la conception par rapport aux
codes et aux normes utilisés, tels que le Code national du bâtiment du Canada [3], le Code
national de prévention des incendies du Canada [4] et la norme N293 de la CSA, Protection
contre l’incendie dans les centrales nucléaires CANDU [5]
3. un énoncé de conformité de la conception aux codes et aux normes utilisés pour la conception
(voir l’élément 1. c) ci-dessus) fourni par l’ingénieur de conception responsable
Cette section devrait comprendre une évaluation des risques d’incendie et des arrêts sécuritaires en
cas d’incendie (voir également les sections 7.3 Détermination, portée et catégorie des événements
initiateurs hypothétiques, 7.6 Accidents graves, 7.7 Étude probabiliste de sûreté, et 7.8 Analyses
des dangers). De plus, cette section devrait fournir une description exhaustive du programme de
protection contre les incendies.
5.8
Ingénierie des facteurs humains
Cette section devrait décrire de quelle façon la conception de la centrale tient ou tiendra compte des
facteurs humains afin de répondre aux exigences contenues dans les documents d’orientation G276, Plans de programme d’ingénierie des facteurs humains, G-278, Plans de vérification et de
validation des facteurs humains; G-323, Assurer la présence d’un personnel qualifié et en nombre
suffisant dans les installations de catégorie 1 – Effectif minimum et à la section 7.21 du document
RD-337.
Elle devrait décrire le processus systématique qui a été suivi pour tous les systèmes afin d’intégrer
les considérations en matière de facteurs humains à la spécification, à la définition et à l’analyse
des exigences ainsi qu’aux activités de conception et aux activités de vérification et de validation.
Les interfaces entre les aspects facteurs humains de la conception et d’autres domaines devraient
être décrites (p. ex., à titre de données d’entrée pour l’élaboration de procédures d’exploitation et
d’autres procédures et pour la formation). Les considérations relatives aux facteurs humains qui
s’appliquent à la conception de SSC particuliers devraient être présentées conformément aux soussections pertinentes.
On devrait inclure ici une liste des exigences de conception, des guides de conception ainsi que des
analyses et des activités relatives aux facteurs humains qui ont servi à l’élaboration de la
conception. La description devrait montrer que l’ingénierie des facteurs humains et les questions
relatives aux interfaces homme-machine ont été tenues en compte pour tous les états d’exploitation
de la centrale et toutes les conditions d’accident, ainsi qu’à tous les endroits de la centrale où de
telles interactions sont prévues. Cette section devrait être liée (au moyen du programme
d’ingénierie des facteurs humains) et servir de complément aux sections 9.11 Qualification et
formation du personnel et 9.12 Accréditation du personnel du présent document.
5.9
Autres exigences et programmes
5.9.1
Rétroaction provenant de l’expérience d’exploitation et de la recherche en matière de
sûreté
Cette sous-section devrait décrire de quelle façon les leçons pertinentes tirées de l’exploitation
d’autres centrales et des résultats des nouvelles recherches ont été intégrés dans la conception de la
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RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
centrale proposée, conformément aux attentes énoncées à la section 5.5 du document RD-337. La
description devrait tenir compte :
1. des changements dans la conception survenus à la suite des récents progrès réalisés au niveau
des caractéristiques des matériaux
2. de l’amélioration des procédés de construction et de fabrication
3. des considérations relatives aux améliorations apportées à la fiabilité, à l’exploitabilité et à la
maintenabilité de la centrale
Les approches adoptées en vue de diminuer et d’atténuer les conséquences des erreurs humaines
dans l’exécution de fonctions importantes, telles que l’exploitation, l’entretien et l’ingénierie,
devraient être expliquées. La sous-section devrait également comprendre des observations sur
l’approche actuelle en matière de sûreté, la compréhension des phénomènes importants qui
régissent le comportement des centrales, ainsi que les méthodes et outils utilisés pour la conception
et les analyses (pour plus de renseignements sur les attentes relatives à la phase d’exploitation du
cycle de vie, voir la section 9.15 Rétroaction sur l’expérience d’exploitation).
5.9.2
Évaluation de la sûreté
Cette sous-section devrait décrire le processus qui a été suivi afin de démontrer que les attentes
énoncées à la section 5.6 du document RD-337 ont été respectées; et que la conception de la
centrale est complète et satisfait à toutes les autres exigences de sûreté et de la réglementation qui
s’appliquent.
5.9.3
Exploitabilité et maintenabilité de la centrale
Cette sous-section devrait décrire de quelle manière les questions liées à l’exploitabilité et à la
maintenabilité de la centrale définies aux sections 7.3.1 et 7.14 du document RD-337 ont été
traitées, et comment, dans l’ensemble, le processus de conception et ses extrants soutiennent la
conception portant sur l’exploitabilité et à la maintenabilité des systèmes et de l’équipement. De
façon plus précise, la description devrait comporter une explication sur la manière dont on a tenu
compte des facteurs suivants dans la conception :
1. la disponibilité de marges de conception et d’exploitation suffisantes afin de réduire la
fréquence des conditions anormales (conditions s’écartant des limites fixées lors de la
conception)
2. la facilité d’entretien au moyen d’une étude systématique des questions liées aux facteurs
humains au moment de la conception
3. les programmes de surveillance de l’état de l’équipement et de diagnostic des problèmes
4. la disponibilité de sources froides alternatives pendant les arrêts
5. les dispositions relatives aux essais après les activités d’entretien
6. la minimisation de la nécessité de réévaluation de la qualification environnementale
7. la disponibilité de dispositifs pour lever des charges lourdes de manière à assurer l’intégrité et
la fonctionnalité des SSC importants pour la sûreté
Cette sous-section devrait être liée et servir de complément aux sections 9.11 Qualification et
formation du personnel et 9.12 Accréditation du personnel de la demande.
5.9.4
Surveillance, inspection, essais et réparations en service
Les renseignements démontrant que la conception prévoit la surveillance, l’inspection, la mise à
l’essai et l'entretien préventif en service des SSC importants pour la sûreté devraient être fournis.
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RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Cette sous-section devrait également décrire la stratégie et le programme établis pour la
surveillance, l'inspection, les essais et la réparation des SSC de la centrale visant à s’assurer qu'ils
demeureront aptes et disponibles pour remplir leurs fonctions de sûreté telles que conçues et afin de
satisfaire aux attentes énoncées à la section 7.14 du document RD-337.
L'approche adoptée devrait comprendre un programme de surveillance et de relevé des tendances
du rendement des SSC efficace, bien planifié et intégré à un programme d'entretien préventif.
Le demandeur devrait s’engager à respecter les attentes contenues dans les codes, les normes et les
règlements applicables.
Cette sous-section devrait aussi indiquer les mesures devant être prises lorsque des problèmes
physiques ou autres empêchent d’effectuer une inspection ou en limitent la portée. Dans le cas où
l’on aurait prévu d’utiliser dans de telles circonstances des méthodes indirectes pour tirer des
conclusions à l’égard de l’intégrité, ces méthodes devraient être décrites. Elles pourraient
comprendre, entre autres, la surveillance de paramètres de référence désignés.
En outre, cette sous-section devrait décrire la stratégie et le programme qui devront être suivis dans
le cas où des réparations devraient être effectuées pour ramener un composant ou un système dans
un état sécuritaire et satisfaisant de façon à respecter les exigences de conception existantes.
Cette sous-section devrait être liée et servir de complément aux sections
1.
2.
3.
4.
9.7 Entretien, surveillance, inspection et essais
9.11 Qualification et formation du personnel
9.12 Accréditation du personnel
11.2 Application du principe ALARA
5.9.5
Gestion du vieillissement de la centrale
Dans cette sous-section, le demandeur devrait décrire la stratégie proactive et le programme
adoptés pour effectuer la gestion intégrée du vieillissement, afin de s’assurer que :
1. les questions liées au vieillissement des SSC importants pour la sûreté sont convenablement
comprises et tenues en compte de manière efficace dans la conception de la centrale et ce, pour
la totalité de sa durée de vie
2. des mesures adéquates seront en place pour mettre en œuvre un programme efficace de gestion
du vieillissement, pendant toutes les phases du cycle de vie de la centrale
La stratégie devrait répondre aux exigences et aux attentes des codes et normes de niveau national
et international pertinents, de même qu’aux attentes énoncées dans le document d’application de la
réglementation RD-334, Gestion du vieillissement des centrales nucléaires et à la section 7.17 du
document RD-337. La description devrait tenir compte de toute caractéristique unique propre à la
centrale et de toute expérience et pratique d’exploitation qui pourrait avoir des répercussions sur la
gestion du vieillissement de la centrale.
25
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
L’information devant être soumise comprend entre autres les points de la liste suivante : (Veuillez
noter que les noms, les définitions et les limites des systèmes peuvent varier d'une conception de
réacteur à l'autre.)
1. une brève description d’une stratégie proactive pour effectuer la gestion du vieillissement
(incluant pour traiter des questions liées au vieillissement dans la conception de la centrale et
pour mettre en œuvre un programme de gestion du vieillissement (PGV) efficace tout au long
du cycle de vie de celle-ci)
2. une description de haut niveau du programme de gestion intégrée du vieillissement de la
centrale (politiques, processus, procédures et activités qui fournissent des directives quant à la
gestion efficace du vieillissement) couvrant :
a. les modalités organisationnelles
b. la collecte des données et la tenue des dossiers
c. le processus de l’examen préalable et de sélection pour la gestion du vieillissement
d. le processus d’évaluation de la gestion du vieillissement (compréhension, prévention,
surveillance et atténuation)
e. le processus d’évaluation de l'état de l’équipement
f. les processus des PGV propres aux SSC
g. le processus de gestion de l'obsolescence
h. les interfaces avec d'autres programmes de soutien de la centrale
i. le processus de mise en œuvre des PGV
j. le processus d'examen et d'amélioration des PGV
3. un résumé des PGV préliminaires propres à des SSC particuliers de la centrale qui sont majeurs
et importants pour la sûreté
4. une énumération des questions de vieillissement importantes pour les données et les hypothèses
de l'analyse de la sûreté
5.9.6
Gestion des accidents graves
Cette sous-section devrait décrire les dispositions de la conception, la méthodologie et les
programmes pour gérer les accidents graves et devrait démontrer que ces programmes répondent
aux exigences énoncées dans le document d’orientation G-306, Programmes de gestion des
accidents graves touchant les réacteurs nucléaires. La description devrait comprendre :
1. les principes qui sous-tendent l’élaboration des programmes de gestion des accidents graves
(GAG)
2. les résultats d’une étude probabiliste de sûreté (EPS) confirmant le choix des principaux
scénarios d’accidents et les dangers que les barrières de sûreté doivent contenir
3. les résultats des évaluations confirmant la faisabilité des mesures prévues pour effectuer la
GAG
4. l’évaluation de la capacité des caractéristiques de conception complémentaires qui peuvent être
utilisées dans la gestion des accidents
5. la disponibilité des ressources matérielles nécessaires à leur mise en œuvre
Cette sous-section devrait également indiquer les séquences d’événements qui peuvent
possiblement mener à des accidents graves ainsi que la méthodologie et les programmes
informatiques utilisés pour analyser de tels cas, conformément à la portée des événements décrits à
la section 5.2.2 du document RD-310.
26
Août 2011
5.10
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Sûreté-criticité
Cette sous-section devrait décrire le programme de sûreté-criticité mis sur pied à la centrale pour
prévenir les événements de criticité à l’extérieur du réacteur. Conformément aux exigences et
attentes des documents d’application de la réglementation RD-327 Sûreté en matière de criticité
nucléaire et GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité-nucléaire, ce programme de sûreté
criticité devrait:
1. énumérer les normes et les lignes directrices applicables en matière de sûreté-criticité et les
exigences de la CCSN dans ce domaine
2. énumérer les exigences qui doivent être respectées pour se conformer aux normes et aux lignes
directrices applicables, y compris les exigences énoncées à la section 8.12 du document RD337
3. clarifier les responsabilités et les pouvoirs en ce qui a trait à la mise en œuvre et à la gestion du
programme
4. décrire la manière dont le programme répond aux exigences applicables relatives à la sûretécriticité pour chaque catégorie de fonctions (comme l’administration, l’analyse de la sûretécriticité, le système d’alarme relié à la criticité, la conception technique, les procédures, le
contrôle des matériaux et la surveillance continue)
5. expliquer les méthodes utilisées pour les calculs et décrire les mesures d’exploitation et de
conception devant être prises pour effectuer la surveillance, le contrôle et la prévention des
événements de criticité à l’extérieur du réacteur
6. préciser la marge administrative de sous-criticité, la méthode utilisée pour fixer cette marge de
sûreté et la limite supérieure de sous-criticité
7. décrire la méthodologie d’évaluation des risques qui sera appliquée pour démontrer que toutes
les conditions normales et toutes les conditions anormales crédibles 1 ont été évaluées de façon
à démontrer que la limite supérieure de sous-criticité ne sera pas dépassée
8. indiquer et décrire les contrôles techniques et administratifs, y compris l’utilisation d’une
marge de sous-criticité approuvée afin de s’assurer que l’ensemble du procédé (externe au
réacteur) sera sous-critique en conditions normales et lorsque des conditions anormales
crédibles prévaudront.
9. décrire des événements précis de criticité (externes au réacteur) qui ont servi d’hypothèses et
démontrer que les conséquences de ces événements ne dérogent pas aux critères de la norme de
l’AIEA GS-R-2 [6] Préparation et intervention en cas de situation d’urgence nucléaire ou
radiologique, ou du guide de Santé Canada, H46-2/03-326E [7], Lignes directrices
canadiennes sur les interventions en situation d’urgence nucléaire, servant d’éléments
déclencheurs d’une évacuation temporaire du personnel et de la population
10. décrire un moyen de détecter des événements de criticité (externe au réacteur) qui respecte les
attentes énoncées aux endroits suivants du document RD-337 :
a. le point 1(b) du premier paragraphe de la section 8.12.1
b. le point 1(b) du premier paragraphe de la section 8.12.2
c. la section 8.13
Les mesures prises devraient prévenir que les travailleurs ne soient exposés au rayonnement de
façon indue à la suite d’un événement de criticité. Les mesures ne devraient faire appel qu’à des
instruments et autre équipement qui sont conformes aux normes applicables.
1
Les conditions anormales crédibles sont celles occasionnées par des événements ou séquences
d’événements dont la fréquence est égale ou supérieure à une fois par million d’années.
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Août 2011
5.11
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Sécurité et robustesse
Cette section devrait décrire les mesures adoptées afin d’assurer la sécurité et à la robustesse de la
centrale, et de se protéger contre les actes malveillants. Les renseignements fourmis devraient
respecter les exigences énoncées dans le Règlement sur la sécurité nucléaire et celles énoncées à la
section 7.22 du document RD-337 et à la section 9 du document RD-346. Cette sous-section
devrait préciser les normes et les codes utilisés, et décrire l’approche générale de conception, de
même que l’approche suivie et les dispositions prises pour assurer la protection physique de la
centrale (y compris les zones contrôlées) contre le sabotage interne et externe. Les mesures
adoptées devraient en outre prendre en considération le choix de matériaux particuliers, la
séparation des systèmes redondants, les exigences en matière de rendement de l'équipement et
l'utilisation de barrières pour séparer les chemins de câble redondants.
La description de la conception devrait également comprendre :
1. les règles suivies pour établir l’importance des menaces
2. la justification concernant la détermination des zones vitales et des charges (la force d’impact,
les ondes de pression dues à des explosions, les vibrations provoquées de l’intérieur, les
incendies, les missiles) auxquelles on peut s’attendre sur les SSC et les bâtiments
3. la méthode utilisée pour évaluer la vulnérabilité de la centrale ainsi que les mesures choisies
pour s'attaquer à ces vulnérabilités et à leurs conséquences
De plus, la section devrait décrire les dispositions prévues pour préserver la capacité :
1. de surveillance et de contrôle des paramètres de la centrale
2. d’intervention en cas d’urgence et de gestion des urgences
3. des mesures d’atténuation et de rétablissement devant être prises pour assurer la sécurité du
personnel de la centrale et de la population
Il faudrait également aborder la question de la robustesse du réseau cybernétique face aux actes
malveillants internes et externes.
Remarque : L’information soumise par le demandeur à ce sujet et la correspondance relative à son
examen sont considérées comme des renseignements réglementés en vertu de la Loi sur la sûreté et
la réglementation nucléaires et doivent être transmises de façon sécuritaire. La Politique sur la
sécurité du gouvernement [8] du Secrétariat du Conseil du Trésor du gouvernement du Canada peut
être consultée pour plus de précisions sur le traitement, la présentation et la transmission de biens
jugés délicats sur le plan de la sécurité.
6.
Conception des structures, des systèmes et des composants de la centrale
6.1
Considérations d’ordre général
Le chapitre 6 de la demande devrait fournir une description de tous les SSC de la centrale
importants pour la sûreté, et devrait expliquer comment ils contribuent à l'atteinte des objectifs et
des buts en matière de sûreté cernés à la section 5.2 Objectifs et buts en matière de sûreté, de la
présente demande. Une liste des SSC importants pour la sûreté, accompagnée de leur classification,
de leur catégorie et des critères utilisés pour déterminer le niveau de détail de l’information à
soumettre, devrait être ajoutée en annexe ou citée en référence ici. Le niveau de détail de
l’information présentée dépend de l'importance pour la sûreté des SSC particuliers décrits. Comme
l'indique le chapitre 5 Aspects généraux de la conception et les programmes de soutien, la demande
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
devrait démontrer article par article la conformité aux exigences énoncées dans le document RD337. Les sections pertinentes de tous les documents de référence et de soutien devraient être
clairement indiquées dans la demande.
6.2
Description des systèmes
Chaque section du chapitre 6, Conception des structures, des systèmes et des composants de la
centrale, qui porte sur un système particulier devrait décrire en détail les caractéristiques et les
principaux composants du système et les exigences du fondement de la conception (par ex. les
exigences fonctionnelles et les exigences de rendement qui ont servi à définir ce fondement). En
outre, les renseignements suivants devraient être présentés :
1. l’objectif du système, sa classification sur les plans sismique, environnemental, de la sûreté et
de l'assurance de la qualité, ainsi que la manière dont il est lié à l'ensemble de la centrale
2. une description de la conception du système et de ses principaux composants, de même que
leurs configurations et leurs modes de fonctionnement, y compris
a. les exigences fonctionnelles (p. ex., les demandes hypothétiques et le rendement exigé
pour tous les états de la centrale)
b. les événements de dimensionnement qui contribuent à déterminer les exigences de
conception du système et quelles limites de conception sont déterminées par quels
événements
c. les interfaces avec d’autres systèmes
d. les mesures prises au moment de la conception pour réduire au minimum la production
de déchets radioactifs et dangereux
e. toute autre exigence particulière imposée par les règlements, les codes et les normes
applicables
3. la documentation à l'appui de la conception et tout document connexe, comme les exigences de
conception du système
4. les codes de classification pour la sûreté et pour les enveloppes sous pression, les exigences
sismiques et environnementales, les exigences élaborées pour assurer la conformité avec les
autres systèmes et avec l'analyse de la sûreté, les objectifs de fiabilité de la conception pour les
systèmes et les principaux composants ainsi que les exigences qui font suite à la rétroaction sur
l’expérience d’exploitation
5. les exigences relatives aux facteurs humains, y compris
a. les interfaces homme-machine pour tous les états de la centrale
b. l'instrumentation, les panneaux d’affichage et les alarmes servant à surveiller le
fonctionnement des systèmes
c. l'emplacement physique, l'accessibilité et la convivialité de l'équipement nécessitant
des essais, de l'entretien et de la surveillance
d. les verrouillages physiques et les dispositions indiquant s’ils ont été contournés ou s’ils
ne sont pas en état de fonctionner
6. les éléments détaillés de la conception du système, y compris, s'il y a lieu
a. les schémas de conception pour les circuits de fluides
b. les diagrammes linéaires illustrant les systèmes électriques, d’instrumentation et de
contrôle
c. les diagrammes fonctionnels montrant les logiques de fonctionnement du système
d. l'emplacement physique et les dessins isométriques
e. les limites du système en fonction du mode de fonctionnement
f. les limites de l’enceinte de confinement, y compris les points d'isolation requis
g. le code de classification des systèmes et des composants sous pression et leurs points
d’interface avec d’autre équipement
29
Août 2011
7.
8.
9.
10.
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
h. les catégories sismiques et les limites sismiques ainsi que leurs interfaces avec les
systèmes auxiliaires fournissant des services tels que l'alimentation électrique,
pneumatique ou hydraulique, le refroidissement, la lubrification et l'échantillonnage
i. les spécifications en matière de contrôle chimique
les aspects liés à l’exploitation, tels que
a. le fonctionnement du système et son rendement prévu (y compris dans des conditions
hors dimensionnement, si cela est important)
b. l’interdépendance avec le fonctionnement d’autres systèmes
c. les exigences relatives aux spécifications techniques touchant l’exploitabilité des
systèmes
d. les essais du système pour vérifier sa disponibilité, sa fiabilité et sa capacité, y compris
les moyens pour effectuer en ligne la surveillance de l’état du système, présenter des
rapports et établir des tendances sur celui-ci
les aspects liés à l’entretien, y compris
a. la surveillance
b. l’entretien préventif fondé sur la condition
c. l’entretien périodique et les remises en état pour s’assurer qu’un bon rendement sur le
plan de la sûreté est maintenu et afin d’atteindre les objectifs de fiabilité établis à la
conception tout au long de la durée de vie prévue du système
les inspections en service, y compris : les inspections visuelles et les tests volumétriques ou de
surface non destructifs des SSC afin de confirmer que leurs conditions réelles sont conformes
aux hypothèses de conception
les exigences relatives aux essais pendant la mise en service en vue de
a. démontrer, dans la mesure du possible, que les SSC respectent les exigences en matière
de rendement dans tous les états d’exploitation et conditions d’accident crédités dans
l’analyse de la sûreté (cela est tout particulièrement important pour les caractéristiques
de la conception qui sont nouvelles ou d’un nouveau genre)
b. vérifier que les SSC ont été fabriqués et installés correctement (voir la section 8.4
Programme de mise en service)
Toute caractéristique de conception nécessaire pour effectuer les essais pendant la mise en service
devrait être décrite.
6.2.1
Évaluation de l’ingénierie et de la sûreté
Cette sous-section devrait démontrer que pour chaque structure, système et composant la
conception a respecté les exigences fonctionnelles des codes, normes et règlements pertinents. En
ce qui a trait aux systèmes importants pour la sûreté, ceci comprend :
1. une analyse des modes de défaillance et de leurs effets
2. une évaluation de la vulnérabilité aux défaillances uniques, aux interactions et aux défaillances
d’origine commune et de mode commun
3. une évaluation de la fiabilité des systèmes et des fonctions de l’équipement dans
l’environnement anticipé, prenant aussi en compte les événements sismiques, s’il y a lieu
On devrait fournir de façon sommaire les renseignements techniques de soutien (accompagnés de
renvois aux rapports originaux) permettant de démontrer la conformité aux exigences de
conception, incluant des informations sur :
1. la résistance des matériaux
2. la protection contre la surpression
3. la résistance à la corrosion
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
4. la qualification environnementale
5. l’évaluation de la fiabilité, la résistance aux interférences électromagnétiques et des ondes radio
6. les vérifications et la validation des logiciels
Cette sous-section devrait également fournir les renseignements suivants pour chacun des systèmes
crédités (ou qui soutiennent un système crédité) dans l'analyse de la sûreté :
1. une évaluation de la capacité fonctionnelle du système qui est directement créditée dans
l'analyse de la sûreté, y compris, mais sans s'y limiter :
a. le moment opportun d’entrée en service du système
b. l'enveloppe de rendement minimal du système qui se conforme aux hypothèses
avancées dans l'analyse de la sûreté
c. la capacité du système à remplir ses fonctions tout au long de la durée de vie de la
centrale
d. la capacité du système à remplir ses fonctions dans n'importe quelle condition
environnementale anormale lors de scénarios d'accidents pour lesquels le système est
crédité
2. une démonstration que la séparation physique, les dispositifs d'isolation de l’alimentation
électrique et des fluides ainsi que les exigences relatives à la qualification environnementale
(ou toute autre mesure de protection spéciale) offrent une capacité suffisante pour remplir, de
façon fiable, les fonctions créditées
Les renseignements concernant les points génériques décrits ci-dessus devraient être fournis et
détaillés plus amplement en ce qui concerne les caractéristiques ou les fonctions particulières que
doit remplir chaque structure, système et composant, comme le précise la suite du chapitre 6,
Conception des structures, des systèmes et des composants de la centrale.
6.3
Conception des travaux civils et des structures
Cette section devrait présenter les renseignements pertinents sur la conception du plan du site, ainsi
que sur les travaux civils et les structures liés à l'installation nucléaire. Les procédures de
conception et d'analyse, les conditions limites utilisées comme hypothèses et les programmes
informatiques utilisés dans les analyses devraient être décrits. Ces renseignements devraient être
conformes aux sections 7.15 et 8.6.2 du document RD-337 et comprendre une description des
principes de conception, des exigences et critères du fondement de la conception, de même que les
codes et les normes applicables utilisés pour la conception. Ils devraient également démontrer
l’existence de marges de sûreté suffisantes pour les bâtiments et les structures importants pour la
sûreté nucléaire (p. ex. en ce qui a trait aux aspects sismiques de la conception et à la résistance aux
événements internes et externes). Tout écart par rapport aux codes et aux normes applicables ou par
rapport à toute autre exigence relative à la conception devrait être clairement signalé et justifié.
Les renseignements fournis sur l'emplacement et l’aménagement de la centrale devraient décrire les
principaux points ayant été considérés lors de la conception, y compris les questions de facteur
humain qui ont été prises en compte lors de la détermination du plan du site, les bâtiments et les
structures principaux, les sources d’eau de refroidissement, les raccordements au réseau et l'accès à
tous les services essentiels requis pour l'exploitation en mode normal, de même que dans les cas
d'urgence.
La classification sismique de chaque structure et bâtiment devrait être fournie. La gamme des
exigences en matière de rendement et des charges structurales prévues, y compris tout paramètre de
conception lié à des dangers particuliers pouvant survenir au cours de la construction, de la mise en
service ou de l'exploitation, devrait être décrite pour chaque structure et chaque bâtiment, y
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
compris tout paramètre de conception et mesure d'atténuation adopté afin de composer avec les
accidents hors dimensionnement.
La classification de sûreté pour chaque bâtiment contenant de l'équipement important pour la sûreté
ou servant à effectuer des manœuvres d’exploitation importantes pour la sûreté devrait être
compatible avec la classification des systèmes et de l'équipement qu’il contient et des manœuvres
d’exploitation pour lesquelles il est utilisé. Les descriptions fournies à la présente section devraient
inclure la mesure dans laquelle les diverses combinaisons de charges ont été prises en compte, afin
de confirmer la capacité du bâtiment à remplir ses fonctions de sûreté. Si une structure remplit une
fonction autre que de soutien structural, par exemple, de blindage contre les rayonnements, de
barrière de séparation ou de confinement, les exigences additionnelles requises par cette fonction
devraient être précisées et citées en référence dans les autres sections pertinentes de la présente
demande.
La description des structures abritant des matières nucléaires (p. ex., le combustible neuf et le
combustible usé de même que l’eau légère tritiée et l’eau lourde tritiée) devrait comprendre les
points ayant été considérés lors de la conception (p. ex., les charges appliquées, les codes et les
normes, les outils analytiques, les propriétés des matériaux), la stabilité structurale, les
déplacements relatifs et les moyens de protection contre les événements internes et externes qui ont
été pris en compte.
La description devrait aborder les exigences de sûreté relatives à l’enceinte ou au système de
confinement, y compris, par exemple, sa résistance structurale et son étanchéité, et sa résistance
aux charges permanentes et transitoires (comme celles générées par la pression, la température, le
rayonnement et les chocs mécaniques) qui pourraient être engendrées par des événements
hypothétiques internes et externes. Les principales caractéristiques de la conception des structures
choisies pour satisfaire à ces exigences de sûreté devraient également être décrites.
De plus, les exigences de sûreté et les caractéristiques de la conception concernant les structures
internes de l’enceinte de confinement, telles que la structure de la voute du bâtiment réacteur, les
portes de blindage, les sas, le contrôle de l’accès et les installations connexes, devraient être
détaillées. La description devrait comprendre les liens entre les structures internes et la structure
maîtresse de l’enceinte de confinement, qui influent sur la transmission aux structures internes des
charges causées par les événements externes.
Les renseignements fournis sur la structure de confinement devraient aussi inclure les
caractéristiques de la conception choisies pour satisfaire aux exigences de sûreté applicables
énoncées à la section 5.2 Objectifs et buts en matière de sûreté, de la demande et à la section 8.6 du
document RD-337. La description du confinement devrait également aborder des questions telles
que :
1. la liste des guides et des exigences applicables en matière de conception
2. la description des structures, y compris :
a. la dalle-support et la couche de fondation
b. la conception des murs de confinement
c. les ouvertures et les percées dans les murs de confinement
d. le système de précontrainte
e. le revêtement du confinement et sa méthode de fixation
Si la conception inclut une aire d’isolation ou enceinte de confinement secondaire, elle devrait
également être décrite, y compris les modèles et les méthodes analytiques utilisés, de même que les
résultats de l'évaluation de la capacité maximale de pression de l’enceinte de confinement et les
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
critères d'acceptation correspondants. Dans le cas des conceptions incorporant une plaque de
revêtement, il faudrait fournir les procédures d'analyse et de conception de la plaque de revêtement
et de son ancrage.
6.4
Réacteur
Cette section devrait démontrer comment les attentes énoncées aux sections 8.1 et 8.4 du document
RD-337 sont satisfaites. Le demandeur devrait fournir les renseignements pertinents concernant le
réacteur en suivant le modèle de présentation fourni à la section 6.2 Description des systèmes ainsi
qu’une description sommaire :
1. du comportement mécanique, nucléaire, thermique et hydraulique des divers composants du
réacteur prévu lors de la conception
2. du combustible, des parties internes du réacteur, des systèmes de contrôle de la réactivité
3. de l'instrumentation et des systèmes de commande connexes en place afin de démontrer la
capacité du réacteur à remplir ses fonctions de sûreté dans tous les états d’exploitation de la
centrale et tout au long de sa durée de vie
6.4.1
Conception du système de combustible
Cette sous-section devrait contenir les renseignements suivants en ce qui concerne la conception du
système de combustible, y compris :
1. une description des principaux éléments du système de combustible, notamment les dessins de
conception du système de combustible
2. les exigences du fondement de la conception, y compris la liste de tous les mécanismes de
dégradation du combustible, une description des limites de conception, les caractéristiques du
rendement du combustible dans des conditions d'exploitation en mode normal, lors d’incidents
d’exploitation prévus et en cas d’accidents de dimensionnement
3. les résultats des essais à l’intérieur et à l’extérieur du réacteur, l'expérience d’exploitation à
d’autres réacteurs et les résultats des évaluations analytiques afin de démontrer que la
conception du combustible satisfait aux exigences et aux limites en matière de conception
4. une description des méthodes et des programmes informatiques utilisés pour évaluer le
rendement du combustible dans des conditions d'exploitation normale ou d’accidents, y
compris la base de connaissance des phénomènes régissant la réponse du combustible à divers
problèmes pouvant survenir en cours d’exploitation, de même que la justification des limites de
sûreté établies pour empêcher que la dégradation du combustible n’excède les niveaux
acceptables
5. le programme devant servir à surveiller et évaluer le rendement du combustible
6. une description du processus de fabrication du combustible dicté par les spécifications et
dessins de conception et de quelle façon il permet de s’assurer que le combustible répondra aux
exigences du fondement de sa conception.
6.4.2
Conception des parties internes du réacteur
Cette sous-section devrait présenter une description de la conception des parties internes du
réacteur ainsi que les exigences du fondement de leur conception comme suit :
1. les caractéristiques générales externe du combustible
2. les structures dans lesquelles le combustible a été assemblé (p. ex., l’assemblage du
combustible ou les grappes de combustible)
3. les composants connexes requis pour le positionnement du combustible
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
4. tous les éléments de soutien à l’intérieur du réacteur, y compris toute disposition distincte
concernant la modération et l'emplacement du combustible
Les renseignements fournis devraient être liés et servir de complément aux autres sections qui
abordent des aspects connexes du combustible, de sa manutention et de son stockage. dont :
1. les propriétés physiques et chimiques des composants du combustible, y compris :
a. les aspects thermohydrauliques, structuraux et mécaniques
b. la réponse prévue aux charges mécaniques statiques et dynamiques, de même que leur
comportement
c. une description des effets des rayonnements sur la capacité des parties internes du
réacteur à remplir adéquatement leurs fonctions de sûreté tout au long de la durée de
vie de la centrale
2. tout composant important d’un sous-système, y compris toute disposition distincte concernant
la modération et l'emplacement du combustible (les dessins de conception correspondants
devraient être fournis)
3. la considération des effets du temps en exploitation sur le rendement des fonctions de sûreté,
dont les programmes de surveillance et d'inspection des parties internes du réacteur, visant à
faire le suivi des effets des rayonnements et du vieillissement sur ces parties
4. le programme de surveillance du comportement et du rendement du cœur du réacteur, qui
devrait comprendre des dispositions visant à surveiller les paramètres neutroniques, les
dimensions et les températures du cœur du réacteur
6.4.3
L’aspect nucléaire de la conception et du rendement du cœur du réacteur
Cette sous-section devrait décrire les exigences du fondement de la conception concernant :
1. les caractéristiques nucléaires du combustible
2. les systèmes de contrôle de la réactivité (y compris les limites de contrôle de la réactivité et
d’autres paramètres nucléaires comme l’excédent de réactivité, l’appauvrissement du
combustible et les rétroactions de réactivité)
3. la durée de vie du cœur du réacteur prévue à la conception
4. les stratégies de remplacement du combustible
5. les coefficients de réactivité
6. les critères de stabilité
7. les taux maximum d'ajout et de retrait de réactivité de façon contrôlée
8. le contrôle des distributions de puissance
9. les marges d’arrêt
10. les critères de vitesse des barres et servant à déterminer si elles sont coincées
11. le contrôle des moyens de compensation chimiques et mécaniques
12. les exigences en matière de poison neutronique
13. toutes les dispositions pour effectuer un arrêt
Les normes utilisées devraient être conformes aux normes d’ingénierie modernes généralement
acceptées.
La description devrait également couvrir les domaines applicables de la conception suivants :
1. les distributions du combustible enrichi
2. les distributions du poison consommable
3. les caractéristiques physiques du réseau ou de l’assemblage de tubes propres aux paramètres de
conception nucléaire
34
Août 2011
4.
5.
6.
7.
8.
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
les fractions de neutrons retardés et les durées de vie des neutrons
la durée de vie et l’appauvrissement du coeur du réacteur
l'accumulation de plutonium
les taux d’insertion de poison soluble
l’élimination du xénon et toute autre exigence relative aux transitoires
Des renseignements additionnels détaillés devraient être fournis dans les domaines particuliers
suivants, s’il y a lieu :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
les distributions de puissance
les coefficients de réactivité
les exigences en matière de contrôle de la réactivité
les dispositifs de réactivité
la criticité au cours du rechargement du combustible
la stabilité du cœur du réacteur, les questions d’irradiation
les méthodes d’analyse utilisées (incluant les renseignements relatifsi à la vérification et à la
validation ainsi que les incertitudes)
8. les plans d’essai et d’inspection
9. les limites et les conditions d’exploitation
6.4.4
L’aspect thermohydraulique de la conception du cœur
Dans cette sous-section, les renseignements concernant les aspects thermohydrauliques de la
conception du cœur du réacteur et du système de refroidissement du réacteur devraient être
présentés, y compris ce qui suit :
1. les exigences du fondement de la conception, dont les aspects thermique et hydraulique de la
conception du cœur du réacteur et des structures afférentes, ainsi que les exigences d’interface
avec les aspects thermique et hydraulique de la conception du système de refroidissement du
réacteur
2. les outils analytiques, les méthodes et les programmes informatiques (incluant les programmes
ayant servi à la vérification et à la validation ainsi que les renseignements et les incertitudes
relatifs à ces dernières) utilisés pour calculer les paramètres thermiques et hydrauliques
3. les bandes de variation du débit, de la pression, du vide et de la température ainsi que leurs
valeurs limites établies et une comparaison de ces valeurs avec les limites de conception
correspondantes
4. la justification de la stabilité thermohydraulique du cœur du réacteur, par exemple la stabilité
en mode de circulation naturel ou forcé en ce qui concerne :
a. la rétroaction neutronique / thermohydraulique
b. les oscillations de la circulation
c. les instabilités des canaux parallèles
35
Août 2011
6.4.5
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Les matériaux du réacteur
Dans cette sous-section, on devrait fournir une justification du choix des matériaux utilisés dans la
fabrication des composants du réacteur (y compris les matériaux de l’enveloppe sous pression du
système de refroidissement du réacteur, les matériaux des composants qui servent à remplir des
fonctions de soutien au cœur du réacteur ainsi que les matériaux des composants à l’intérieur du
cœur comme les barres de contrôle et l’instrumentation). Les propriétés neutroniques des matériaux
des barres de contrôle sont examinées à la section 6.4.3 L’aspect nucléaire de la conception et du
rendement du cœur du réacteur. Des renseignements devraient également être fournis sur les
spécifications des matériaux, y compris :
1. leurs propriétés chimiques, physiques et mécaniques
2. leur résistance à la corrosion
3. leur stabilité dimensionnelle, leur résistance générale, leur endurance, leur tolérance aux
fissures et leur dureté
4. des détails sur la microstructure et la fabrication des matériaux, lorsque ceci est important
Les propriétés et le rendement requis des gamitures, des joints d’étanchéité et des dispositifs de
fixation de l’enveloppe sous pression primaire devraient aussi être décrits.
Cette sous-section devrait comprendre une description du programme de surveillance des
matériaux visant à répondre à toute dégradation potentielle des matériaux pour tous les
composants, surtout en ce qui concerne les composants qui fonctionnent dans des zones à haut
niveau de rayonnement, afin de déterminer les effets métallurgiques ou d’autres effets de
dégradation qu’ont sur eux des facteurs tels que l’irradiation, la fissuration par corrosion sous
contrainte, la corrosion accélérée par l’écoulement, la fragilisation thermique, la fatigue due aux
vibrations et d’autres mécanismes de vieillissement.
6.5
Le refroidissement du réacteur et les systèmes connexes
Cette section devrait démontrer que la conception du système de refroidissement du réacteur et des
systèmes connexes répond aux attentes énoncées à la section 8.2 du document RD-337 et devrait se
conformer au modèle de présentation fourni à la section 6.2 Description des systèmes.
Les renseignements demandés aux sous-sections 6.5.1 Intégrité de l’enveloppe sous pression du
système de refroidissement du réacteur et 6.5.2 Conception du système de refroidissement du
réacteur et des systèmes auxiliaires du réacteur devraient démontrer que le système de
refroidissement du réacteur et les systèmes connexes conserveront leur niveau requis d’intégrité
structurale tout au long de la durée de vie de la centrale, tant dans des états d’exploitation que dans
des conditions d’accident.
6.5.1
Intégrité de l’enveloppe sous pression du système de refroidissement du réacteur
Cette sous-section devrait décrire et appuyer les résultats des évaluations analytiques et numériques
détaillées des contraintes ainsi que des études des mécanismes techniques et des mécanismes de
fracture pour tous les composants qui forment l’enveloppe sous pression du système de
refroidissement du réacteur. Elle devrait tenir compte de toute la gamme des conditions
d’exploitation et d’accidents hypothétiques dans tous les états d’exploitation et, d’arrêt. Elle devrait
énumérer tous les composants ainsi que leurs codes de conception correspondants et autres codes
applicables. Afin de permettre la conduite d’autres évaluations si nécessaire, la description devrait
se référer directement aux analyses détaillées des contraintes pour chacun des principaux
composants. Les renseignements fournis devraient être suffisamment détaillés pour démontrer que
les matériaux, les méthodes de fabrication, les techniques d’inspection, les conditions d’application
36
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
des charges et les combinaisons de charge utilisés sont conformes à tous les règlements, codes et
normes applicables. Les matériaux de l’enveloppe sous pression, les limites de pression et de
température et l’intégrité de l’enveloppe sous pression du réacteur, y compris les facteurs de
fragilisation, devraient également être pris en compte.
Si la conception du réacteur comprend une calandre, des renseignements semblables devraient être
présentés pour ses composants, à un niveau de détails correspondant à leur importance sur le plan
de la sûreté.
6.5.2
Conception du système de refroidissement du réacteur et des systèmes auxiliaires du
réacteur
Cette sous-section devrait donner des précisions sur les exigences du fondement de la conception
du système de refroidissement du réacteur et de ses principaux composants, et devrait décrire et
justifier le rendement et les caractéristiques de sa conception pour s’assurer que ses divers
composants et les sous-systèmes avec lesquels ils font interface respectent les exigences en matière
de sûreté utilisée pour la conception. S’il y a lieu, les renseignements fournis devraient couvrir :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
les pompes du circuit de refroidissement du réacteur
les générateurs de vapeur
le système de dépressurisation
la tuyauterie ou les conduites du système de refroidissement du réacteur
le système d’isolation de la tuyauterie de la vapeur principale
le système de refroidissement des points d’isolation (p. ex. garniture d’étanchéité)
la tuyauterie de la vapeur principale et celle de l’eau d’alimentation principale
le pressuriseur
le système de décharge de la vapeur
les dispositions pour le refroidissement principal et d’urgence
le système d’évacuation de la chaleur résiduelle et ses composants, tels que les pompes et les
vannes
12. le système d’évacuation de la chaleur résiduelle et ses composants comme les pompes, les
vannes et les supports d’ancrage
Les renseignements fournis devraient aussi montrer que le système de refroidissement du réacteur,
ses structures et ses composants ont été conçus et seront fabriqués et installés de manière à
permettre que des inspections périodiques et des tests soient réalisés pendant tout le temps qu’ils
seront en service. Il faudrait indiquer l’endroit, dans la documentation sur la conception, où l’on a
présenté les renseignements sur les inspections prescrites, y compris les examens volumétrique ou
visuel et les essais.
Tous les autres systèmes associés au réacteur qui ne sont pas décrits ailleurs dans la demande
devraient l’être dans la présente sous-section. Par exemple, pour le réacteur CANDU, ceux-ci
comprennent le système modérateur et ses auxiliaires, le système de refroidissement des boucliers
d'extrémité et le système du gaz annulaire. En ce qui a trait aux réacteurs à eau ordinaire, il pourrait
s’agir par exemple du système principal de détection des fuites.
6.6
Systèmes de sûreté
Cette section devrait présenter les renseignements pertinents qui se rattachent aux systèmes de
sûreté de la centrale (tels que définis dans le document RD-337) et à leurs systèmes connexes, en
suivant le modèle de présentation de la section 6.2 Description des systèmes. S'il y a lieu, il faudrait
37
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
ajouter des renseignements supplémentaires spécifiques au système, tel que cela est indiqué dans
les sous-sections suivantes.
6.6.1
Systèmes de contrôle de la réactivité
Cette sous-section devrait décrire les systèmes de contrôle de la réactivité du réacteur et
comprendre les éléments suivants :
1. Les exigences du fondement de la conception des systèmes
2. une démonstration que les systèmes de contrôle de la réactivité, y compris tout équipement
auxiliaire essentiel, sont conçus pour fournir le rendement fonctionnel requis et sont
adéquatement isolés des autres
3. les tests de qualification et de mise en service qui seront réalisés afin de s’assurer que le
rendement de l’équipement et des systèmes est conforme aux exigences de conception et
correspond aux hypothèses concernant leur rendement faites dans l’analyse de la sûreté
4. une description de la manière dont on a répondu aux attentes en matière de séparation et de
diversité nécessaires énoncées à la section 8.4 du document RD-337
5. une description du taux d’ajout de réactivité et de la capacité de chaque système de contrôle de
la réactivité, conformément à la section 8.4 du document RD-337
La question du déclenchement des systèmes de contrôle de la réactivité par les systèmes
d'instrumentation et de contrôle des systèmes de sûreté est abordée ci-dessous, à la section 6.7
Instrumentation et contrôle. Ensemble, les systèmes d'instrumentation et de contrôle des systèmes
de sûreté et les systèmes de contrôle de la réactivité devraient satisfaire aux attentes relatives aux
mécanismes d’arrêt, comme indiqué à la section 8.4 du document RD-337.
6.6.2
Système de refroidissement d’urgence du coeur
Cette sous-section devrait comprendre des renseignements sur le système de refroidissement
d’urgence du coeur et les systèmes connexes de fluides, y compris les exigences du fondement de
la conception de chacun des systèmes. Elle devrait également démontrer que les attentes énoncées à
la section 8.5 du document RD-337 ont été satisfaites (le déclenchement du système de
refroidissement d’urgence du coeur sera abordé à la section 6.7 Instrumentation et contrôle).
6.6.3
Les systèmes de confinement
Cette sous-section devrait décrire les systèmes de confinement prévus dans la conception de la
centrale afin de circonscrire les effets des accidents. Elle devrait démontrer que les attentes
énoncées à la section 8.6 du document RD-337 ont été satisfaites, couvrant toute la gamme des
états d’exploitation et des conditions d’accident, de même que les codes et les normes applicables.
La description devrait, s’il y a lieu, comprendre :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
les systèmes d’évacuation de la chaleur de l’enceinte de confinement
la conception fonctionnelle de l’enceinte de confinement secondaire
le système d’isolation de l’enceinte de confinement
le système de ventilation de l’enceinte de confinement
les percées dans l’enceinte de confinement
la protection de l’enceinte de confinement contre la surpression et la sous-pression
le contrôle des gaz combustibles dans l’enceinte de confinement
les dispositions pour la dépressurisation de l’enceinte de confinement à l’aide d’évents
le système de gicleurs de l’enceinte de confinement
le système de vérification de l’étanchéité du confinement
38
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Les exigences du fondement de la conception devraient être abordées pour chacun des systèmes
mentionnés. Une présentation schématique de l’enceinte de confinement, mettant en évidence le
périmètre de l’enceinte, doit être fournie pour chacun des états d’exploitation.
6.6.4
Évacuation d’urgence de la chaleur
Cette sous-section devrait décrire les mesures prévues pour répondre aux attentes énoncées à la
section 8.8 du document RD-337 en ce qui a trait à un procédé alternatif d’évacuation de la chaleur.
Si le système crédité dans cette sous-section joue un autre rôle en mode normal d’exploitation,
alors cette partie de la demande devrait décrire de quelle façon le système respectera les attentes
d’un système de sûreté lorsque celui-ci sera utilisé en situation d’urgence. Les exigences du
fondement de la conception du système qui ont trait à ce rôle devraient être incluses dans les
renseignements fournis.
6.6.5
Autres systèmes de sûreté
Cette sous-section devrait indiquer et décrire tous les autres systèmes de sûreté faisant partie de la
conception de la centrale et fournir les exigences du fondement de la conception de chacun. Parmi
les exemples de ces autres systèmes, notons le système auxiliaire d’eau d’alimentation, la vidange
de la vapeur dans l’atmosphère et les systèmes de refroidissement de secours.
6.7
Instrumentation et contrôle
Cette section devrait décrire les systèmes d’instrumentation et de contrôle de la centrale (IC),
conformément à la section 6.2 Description des systèmes. La description devrait expliquer
l’approche suivie pour effectuer la conception des systèmes d’IC pour tous les SSC de la centrale.
Les diverses règles de conception appliquées pour la mise en œuvre de cette approche et pour
s’assurer que la fiabilité des systèmes atteint les objectifs de conception devraient également être
fournies. Une attention particulière devrait être portée à l’explication des effets d’origine commune
et d’interactions qui découlent de différents événements déjà pris en compte dans le dossier de
sûreté, ainsi qu’aux éléments de diversité et d’indépendance de l’équipement qui ont été intégrés
dans la conception pour composer avec ces éventualités. Les interfaces, y compris l’indépendance
des systèmes d’IC et la séparation entre ceux qui sont liés à la sûreté et les autres, devraient être
abordées.
L’instrumentation du réacteur détecte différents paramètres du réacteur et transmet les signaux
appropriés aux systèmes de contrôle et de sûreté lorsqu’en mode normal d’exploitation, lors
d’incidents de fonctionnement prévus et dans des conditions d’accident. Cette section devraient
mettre en évidence ces instruments et l’équipement connexe qui servent à déclencher les systèmes
de sûreté, de même que ces systèmes sur lesquels comptent les opérateurs pour surveiller les
conditions de la centrale, afin de pouvoir l’arrêter de manière fiable et de la maintenir dans un état
d’arrêt sûr après un accident de dimensionnement.
La description devrait comprendre les états finaux des dispositifs clés d’instrumentation et de
contrôle suite à leur défaillance en tenant compte des conséquences que ces états de défaillance
impliquent pour le fonctionnement sûr de la centrale. Les attentes générales portant sur
l’instrumentation et le contrôle sont énoncées à la section 7.9 du document RD-337. D’autres
exigences d’importance, comme celles liées à la fiabilité et au partage, et celles traitant des facteurs
humains, sont présentées respectivement aux sections 7.6 et 7.21 du document RD-337. Des
exigences plus particulières relatives à l’instrumentation et au contrôle sont traitées dans les soussections qui suivent.
39
Août 2011
6.7.1
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Instrumentation et contrôle des systèmes de sûreté
Cette sous-section devrait décrire la conception des systèmes d'instrumentation et de contrôle (IC)
des systèmes de sûreté. Ceci comprend les renseignements particuliers suivants :
1. les exigences du fondement de la conception relatives à chacun des paramètres de
déclenchement (mesures physiques servant au déclenchement d’un système de sûreté), y
compris une liste des EIH pour lesquels chaque paramètre est crédité
2. les interfaces avec d’autres systèmes, y compris les dispositions pour s’assurer que les signaux
électriques sont bien isolés, les moyens employés pour assurer la séparation physique des
canaux redondants du système de déclenchement, et ceux utilisés pour produire des signaux
simultanés à partir des canaux redondants et indépendants
3. une description des programmes d’assurance de la qualité des logiciels et de l’équipement
informatique et du processus d’élaboration des logiciels (y compris les exigences relatives aux
logiciels, la conception, la mise en œuvre, la vérification, l’intégration et la validation des
systèmes informatiques, la mise en service et le contrôle de la configuration). Remarque : cette
description n’est nécessaire que lorsque la logique du déclenchement des systèmes de sûreté est
actionnée au moyen d’ordinateurs. La description des logiciels est requise lorsque le
fonctionnement des systèmes de sûreté fait appel à des ordinateurs
4. les seuils de déclenchement des systèmes de sûreté, les délais de fonctionnement des systèmes
et les incertitudes des mesures, ainsi que la façon dont ces éléments sont liés aux hypothèses
formulées au chapitre 7 Analyses de la sûreté
5. les dispositions relatives aux verrouillages de protection de l’équipement (p.ex., les dispositifs
de verrouillage des pompes et des vannes et la protection des moteurs) intégrées au système de
déclenchement, y compris une démonstration que de tels dispositifs de verrouillage n’auront
pas d’incidences négatives sur le fonctionnement des systèmes de sûreté
6. les dispositions relatives au déclenchement manuel des systèmes de sûreté à partir de la salle de
commande principale et de la salle de commande auxiliaire
7. tout contrôle à distance pertinent actionné par un opérateur ou de manière automatique, tout
contrôle local, tout contrôle marche-arrêt ou contrôle modulé envisagé dans la conception et
crédité dans le cadre de l’analyse de la sûreté
8. les schémas de logiques élémentaires des systèmes de sûreté depuis les capteurs jusqu’aux
appareils en bout de ligne
9. les dispositions relatives à un environnement sécuritaire de développement et d'exploitation
pour assurer la protection des systèmes informatisés d’IC des systèmes de sûreté
6.7.2
Systèmes d’information importants pour la sûreté
Cette sous-section devrait décrire les instruments d'affichage des systèmes importants pour la
sûreté afin de démontrer que les attentes des sections 7.21 et 8.10 du document d'application de la
réglementation RD-337 sont satisfaites. Les renseignements particuliers qui suivent devraient aussi
être fournis (il est convenu que certains de ces renseignements seront de nature préliminaire):
1.
2.
3.
4.
la classification de sûreté de chaque système d’information important pour la sûreté
une liste des paramètres mesurés
l’emplacement physique des capteurs
l’enveloppe en matière de qualification de l’équipement (définie par les conditions les plus
restrictives dans les différents états d’exploitation ou des conditions d’accident)
5. la période de temps pour laquelle les capteurs doivent fonctionner de façon fiable
40
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Si les paramètres mesurés sont traités par ordinateur, cette sous-section devrait décrire :
1. les caractéristiques de tous les logiciels (p. ex., la fréquence des balayages, la validation des
paramètres, la vérification des canaux des capteurs) utilisés pour le filtrage, le repérage des
tendances ou la génération d’alarmes
2. le stockage des données à long terme et l’affichage, et comment les opérateurs auront accès à
l’information dans la salle dans la salle de commande principale et dans la salle de commande
auxiliaire
3. Les conséquences d’une défaillance des ordinateurs de la centrale et les stratégies élaborées
afin que les opérateurs aient accès à l’information essentielle
4. les procédés de synchronisation entre les différents systèmes informatiques si le traitement et le
stockage des données sont exécutés par plusieurs ordinateurs
6.7.3
Tous les autres systèmes d’instrumentation importants pour la sûreté
Cette sous-section devrait décrire tous les autres systèmes d’instrumentation requis pour assurer la
sûreté. Elle devrait couvrir :
1.
2.
3.
4.
tout système particulier nécessaire à la gestion des accidents graves
les systèmes de détection des fuites
les systèmes de surveillance des vibrations et des pièces d’équipement lâches
les systèmes de verrouillage de protection crédités dans les analyses de la sûreté de pouvoir
prévenir des dommages aux SSC importants pour la sûreté et des accidents particuliers
(p. ex., le verrouillage des vannes d’interface entre les systèmes de fluides à haute et à basse
pression dont le fonctionnement pourrait entraîner une perte de caloporteur d’un système à un
autre)
Cette sous-section devrait décrire les systèmes de contrôle devant servir en mode d'exploitation
normal, y compris tout système de réduction de puissance. Des renseignements précis devraient
être présentés afin de démontrer que les défaillances hypothétiques des systèmes de contrôle
n’empêcheront le fonctionnement des systèmes dont la classification de sûreté est supérieure, ni ne
résulteront en des scénarios plus graves que ceux déjà prévus et examinés dans les analyses de la
sûreté. Les éléments suivants devraient être inclus :
1. une description des systèmes de contrôle qui sont utilisés en mode normal d’exploitation de la
centrale
2. une description de tous les systèmes visant à limiter les conséquences (p. ex., les systèmes de
contrôle installés pour effectuer une baisse de puissance de façon graduelle et visant à éviter un
déclenchement du réacteur en procédant à une baisse de puissance partielle)
3. la preuve que de tels systèmes ne nuisent pas au bon fonctionnement des autres systèmes
importants pour la sûreté
6.7.4
Instrumentation et contrôle, salle de commande
Cette sous-section devrait décrire les systèmes d’instrumentation et de contrôle des salles de
commande, y compris la façon dont ils sont regroupés et séparés. Voir la section 6.15 Salles de
commande pour les autres aspects.
Les moyens utilisés pour établir l’isolation physique et électrique des signaux acheminés à la salle
de commande principale et à la salle de commande auxiliaire depuis les systèmes de la centrale
devraient être décrits en détail afin de démontrer que l’instrumentation et l’équipement de contrôle
de la salle de commande auxiliaire sont redondants et entièrement indépendants de ceux de la salle
de commande principale.
41
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Les mécanismes de transfert du contrôle et des communications de la salle de commande principale
à la salle de commande auxiliaire devraient aussi être décrits en détail. Cette description devrait de
démontrer de quelle façon ce transfert aurait lieu dans des conditions d’accident. On devrait aussi
décrire les moyens de communication prévus avec le centre des mesures d’urgence.
6.8
Systèmes électriques
Cette section devrait décrire les systèmes d’alimentation électrique de la centrale, en suivant le
modèle de présentation fourni à la section 6.2 Description des systèmes. Elle devrait comprendre
une explication de l’approche générale de conception de ces systèmes et les exigences du
fondement de la conception de chacun d’eux. Les renseignements suivants devraient également être
fournis :
1. la répartition des systèmes d’alimentation électrique, y compris les différentes valeurs de la
tension des systèmes et les composants jugés essentiels pour chaque système
2. l’assurance que le fonctionnement des systèmes d'alimentation électrique importants pour la
sûreté y compris des disjoncteurs, est approprié et que la redondance, la séparation physique,
l'indépendance, la fiabilité et la testabilité de ces systèmes sont également adéquates,
conformément aux critères de conception applicables
3. une description de la protection de l'équipement électrique, y compris les dispositions pour
outrepasser cette protection dans des conditions d'accident
4. une description générale du réseau électrique de l’entreprise et de son interconnexion à d’autres
réseaux, de même que du point de raccordement au système électrique sur le site (ou cours de
sectionnement), y compris la capacité, la stabilité et la fiabilité du réseau en ce qui a trait à
l'exploitation sûre de la centrale
5. une description de l'emplacement physique du centre de répartition contrôlant le réseau ainsi
que des dispositions relatives aux communications entre le centre de répartition, les centres
éloignés gérant des charges importantes et les centrales électriques
6. une description des principaux moyens de régler la tension et la fréquence pour se brancher au
réseau externe et s’en débrancher de manière sécuritaire
7. un schéma simplifié montrant les interconnexions du réseau principal
Les systèmes électriques devraient répondre aux attentes énoncées aux sections 7.10 et 8.9 du
document RD-337
6.8.1
Systèmes électriques hors site
Cette sous-section devrait fournir des renseignements sur les systèmes d’alimentation électrique
hors site. Parmi ces renseignements, devrait se trouver une description des systèmes électriques
hors site, dans laquelle on mettra l'accent sur les caractéristiques liées au contrôle et à la protection
(p. ex., la disposition des disjoncteurs et les interrupteurs manuels et automatiques) aux points
d’interconnexion avec le système électrique sur le site. L’autorité responsable de contrôler le
fonctionnement des pièces d’équipement pour effectuer les interconnexions entre le réseau et le
système électrique sur le site, et la fiabilité de leur bon fonctionnement, devraient être clairement
expliquées. On devrait porter une attention spéciale à toutes les dispositions prévues à la
conception pour protéger la centrale des perturbations électriques hors site et pour maintenir
l’alimentation électrique aux systèmes auxiliaires de la centrale au moyen de mécanismes de
transfert et en ayant la possibilité d’effectuer des transferts manuels. On devrait également fournir
des renseignements sur la fiabilité du réseau et expliquer toute disposition propre à la conception
nécessaire pour faire face aux défaillances du réseau.
42
Août 2011
6.8.2
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Systèmes électriques sur le site – courant alternatif (CA)
Cette sous-section devrait fournir des renseignements sur les systèmes d’alimentation en courant
alternatif (CA) de la centrale. Ces renseignements devraient comprendre :
1. une description des systèmes d’alimentation en CA sur le site, y compris
a. les systèmes d’alimentation de réserve ou d’urgence ainsi que les mécanismes de
transfert et les séquences de prise de charge connexes
b. la configuration de la génératrice principale
c. la redondance et le regroupement de la distribution électrique de la centrale, incluant
les mécanismes connexes de transfert
d. les systèmes d’alimentation en CA non interruptible
2. les exigences en matière de puissance et de disponibilité pour chaque charge de la centrale
alimentée en CA devraient être décrites, y compris
a. la charge en régime permanent et les exigences de charge possibles, dont les
qualifications précisées dans le dossier de sûreté pour faire face aux conditions
anormales de fonctionnement des procédés
b. les kilovolt-ampères requis pour le démarrage des moteurs
c. la tension nominale, la chute de tension permise (pour atteindre la pleine capacité de
fonctionnement dans le délai requis, comme spécifié dans le dossier de sûreté)
d. la séquence et le temps nécessaire pour atteindre la pleine capacité de fonctionnement
de chaque charge, comme spécifié dans le dossier de sûreté la fréquence nominale et la
fluctuation de fréquence permise
e. le nombre et la coordination des chemins de câble et le nombre minimal de ces
chemins pour les systèmes de sûreté devant être alimentées simultanément
f. la capacité de prise de charge instantanée des génératrices de réserve ou d’urgence
Outre l’information ci-dessus, des renseignements précis devraient être présentés pour démontrer
que les systèmes d’alimentation en CA sur le site répondent aux attentes indiquées à la section 8.9
du document RD-337, et que :
1. lors d’un accident de dimensionnement qui entraînerait une perte de l’alimentation hors site, les
charges requises pour les systèmes de sûreté peuvent être prises de façon séquentielle par les
génératrices de réserve ou d’urgence sans surcharger les génératrices et dans les délais indiqués
dans le dossier de sûreté
2. les disjoncteurs du système d'alimentation en CA sur le site sont coordonnés pour assurer une
distribution fiable de l'alimentation électrique de réserve ou d'urgence aux systèmes de sûreté et
aux charges du système d'alimentation en CA non interruptible
3. l'alimentation en CA non interruptible est assurée de manière continue, pour les durées de
service spécifiées dans le dossier de sûreté, aux systèmes de sûreté ainsi qu’aux systèmes d'IC
importants pour la sûreté, pendant que les systèmes normaux d'alimentation électrique en CA
hors site sont disponibles et au cours des événements prévus de perte de l'alimentation
électrique hors site
4. le taux maximal de chute de la fréquence et la limite minimale de la fréquence, comme cela est
indiqué dans le dossier de sûreté, sont justifiés
5. les exigences relatives au rendement du système d'alimentation en CA sur le site, dans les
conditions qui prévalent à la centrale suite à une panne majeure d’électricité, sont suffisantes
43
Août 2011
6.8.3
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Systèmes électriques sur le site – courant continu (CC)
Cette sous-section devrait décrire les systèmes d’alimentation en courant continu (CC) et, par le fait
même, traiter de détails particuliers de ces systèmes, tels que :
1. une évaluation de la capacité d’alimentation à long terme des bancs de batterie (la chute prévue
de la tension en fonction du temps lorsqu’ils alimentent les charges liées à la sûreté prévues
dans la conception sans être rechargés)
2. les principales charges actuelles alimentées en CC (y compris les redresseurs, les onduleurs et
les disjoncteurs statiques de transfert du système d’alimentation en CA non interruptible et
toute charge en CC importante pour la sûreté, comme les pompes de lubrification des paliers de
la turbine)
3. une description des mesures de protection contre des incendies pour les salles des bancs de
batteries fournissant une alimentation en CC et des systèmes de câblage connexes
4. les exigences pour chacune des charges de la centrale nécessitant une alimentation en CC, y
compris
a. la charge en régime permanent
b. les surcharges (entre autres dans des conditions d’urgence)
c. la séquence de prise des charges
d. la tension nominale
e. la chute de tension permise pour atteindre la pleine capacité fonctionnelle à l’intérieur
du délai spécifié dans le dossier de sûreté
f. le nombre de chemins de câble
g. le nombre minimum de chemin de câble pour les systèmes de sûreté devant être
alimentées simultanément – lorsque plus de deux chemins sont prévus
6.9
Systèmes auxiliaires de la centrale
Cette section devrait décrire les systèmes auxiliaires de la centrale, y compris les exigences du
fondement de leur conception, en suivant le modèle de présentation fourni à la section 6.2
Description des systèmes.
6.9.1
Systèmes d’eau
Cette sous-section devrait fournir des renseignements sur les systèmes d’eau associés à la centrale.
On devrait couvrir les systèmes d’eau de service de la centrale, le circuit de refroidissement des
systèmes auxiliaires du réacteur, le système d’appoint en eau déminéralisée, le circuit d’eau de
refroidissement du condenseur (l’eau de circulation), la source froide ultime et le réservoir de
stockage du condensat (bâche alimentaire).
L’importance sur le plan de la sûreté et les exigences de fiabilité de chacun des systèmes d’eau
devraient être traitées en tenant compte de toute hypothèse avancée dans le dossier de sûreté quant
à leur disponibilité pour assurer le refroidissement. Les systèmes d’eau qui soutiennent les
systèmes de sûreté ou les fonctions de sûreté devraient répondre aux attentes formulées à la
section 7.10 du document RD-337.
6.9.2
Procédés auxiliaires
Cette sous-section devrait décrire les systèmes auxiliaires associés au fonctionnement du réacteur.
Elle devrait comprendre des renseignements sur :
1. les systèmes d’air comprimé
2. les systèmes d’échantillonnage normaux et post-accident
44
Août 2011
3.
4.
5.
6.
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
les systèmes de drainage de l’équipement et des planchers
les systèmes de contrôle chimique et de contrôle des volumes
le système de purification
le système servant à contrôler l’utilisation de poisons solubles.
Si des poisons solubles sont utilisés pour atteindre et maintenir l’état d’arrêt garanti, on devrait
démontrer que les attentes formulées à la section 7.11 du document RD-337 sont respectées.
6.9.3
Systèmes de chauffage, de ventilation et de climatisation de l’air
Cette sous-section devrait décrire les systèmes de chauffage, de ventilation, de climatisation de l’air
et de refroidissement (CVCR). Elle devrait traiter des systèmes de ventilation pour la salle de
commande, la zone des piscines de stockage du combustible usé, l’aire de stockage des déchets
secondaires et radioactifs, le bâtiment de la turbine (dans le cas des réacteurs à eau bouillante),
ainsi que des systèmes de ventilation pour les systèmes de sûreté. L’importance, au chapitre de la
sûreté, de tout système CVCR crédité dans l’analyse de la sûreté de la centrale devrait être
clairement établie, notamment toutes les dépendances de fonctionnalité communes liées à la sûreté,
comme le système d’air climatisé d’une salle d’équipement qui peut contenir de multiples divisions
ou des regroupements de systèmes auxiliaires.
6.9.4
Autres systèmes auxiliaires
Cette sous-section devrait décrire tout autre système auxiliaire de la centrale dont le
fonctionnement pourrait influer sur la sûreté de cette dernière, et qui n’a pas été traité ailleurs dans
la demande (p. ex., les systèmes de communication et d’éclairage).
6.9.5
Systèmes de conversion de l’énergie
Cette sous-section devrait décrire le système de conversion de l’énergie de la centrale. Les
renseignements sur les circuits servant à convertir l’énergie de la vapeur en énergie électrique
devraient comprendre, s’il y a lieu :
1. les exigences relatives à la sûreté et au rendement du (des) turbo-alternateur(s) dans les
différents états d’exploitation et dans des conditions d’accident
2. une description
a. de la tuyauterie de vapeur principale et des vannes de contrôle connexes
b. du condenseur principal
c. du système d’évacuation
d. du système de garnitures d’étanchéité des corps de la turbine
e. du système de dérivation de la turbine
f. du circuit d’eau de circulation
g. du système d’épuration du condensat
h. du système du condensat et de l’eau d’alimentation; et, s’il y a lieu
i. du système de purge des générateurs de vapeur
3. une description du programme de contrôle de la chimie de l’eau assortie de précisions sur les
produits utilisés pour les systèmes du condensat et de l’eau d’alimentation ainsi que les circuits
de vapeur
4. une description détaillée de tout autre type de systèmes de conversion de l’énergie utilisés à la
centrale, afin de démontrer sa conformité aux exigences de conception applicables
45
Août 2011
6.10
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Systèmes de protection contre les incendies
Cette section devrait décrire les dispositions relatives à la protection contre les incendies pour
les SSC des systèmes importants pour la sûreté, selon le modèle de présentation décrit à la
section 6.2 Description des systèmes. La documentation fournie devrait démontrer que les systèmes
de protection contre les incendies répondent de façon générale aux attentes formulées dans le
document RD-337 et à en particulier à celles de la section 7.9 du document RD-337. Elle devrait
également justifier les dispositions prises pour s’assurer que la conception de la centrale procure
une protection adéquate contre les incendies.
La conception devrait comprendre des dispositions adéquates pour assurer une défense en
profondeur en prévoyant des mesures de prévention et de détection des incendies, des alarmes et
des services de communication d’urgence en cas d’incendie, des mesures de gestion des effets
collatéraux ainsi que d’extinction et de confinement des incendies, de façon appropriée de sorte à
pouvoir faire face aux scénarios d'incendies. La conception devrait prévoir des dispositions en ce
qui concerne l'évacuation d'urgence ainsi que les issues et l'accès pour les intervenants en cas
d’urgence. La description doit démontrer qu’un examen pertinent a été fait pour le choix des
matériaux servant à séparer physiquement des systèmes redondants, pour la qualification sismique
et environnementale de l’équipement et pour l’utilisation de systèmes coupe-feu pour faire la
ségrégation des chemins de câble redondants. La conception des enveloppes sous pression, la
classification des systèmes et l’enregistrement des systèmes de protection contre les incendies
devraient être conformes aux prescriptions de la section 5.4 Conception des enveloppes sous
pression.
La mesure dans laquelle la conception a réussi à fournir une protection adéquate contre les
incendies devrait être évaluée et expliquée. Pour présenter cette information, cette sous-section
peut faire des renvois à d’autres parties de la demande (p. ex. le chapitre 7 Analyses de la sûreté).
S’il y a lieu, les dispositions dans ce domaine visant à assurer la protection du personnel et celle de
l’environnement suite à des séquences d’événements comportant un incendie devraient être
également décrites dans cette section, notamment les moyens à utiliser par le personnel de la
centrale pour assurer les communications en exploitation normale, en cas d’alertes d’incendie ou en
cas d’incendie.
6.11
Systèmes de manutention et de stockage du combustible
Cette section devrait décrire les systèmes de manutention et de stockage du combustible, y compris
les exigences du fondement de leur conception, en suivant le modèle de présentation décrit à la
section 6.2 Description des systèmes. La description devrait entre autres préciser les mesures prises
pour s’assurer que le combustible neuf est maintenu en tout temps dans des conditions qui en
préviennent la dégradation et la contamination par des matières étrangères. Des facteurs, tels que
l’emballage, les systèmes de comptabilisation du combustible, le stockage, la prévention des
incidents de criticité, le contrôle de l’intégrité du combustible, les procédures d’exclusion des
matières étrangères et la sécurité du combustible, devraient être pris en compte dans la description.
La description devrait également montrer que les systèmes de manutention et de stockage du
combustible répondent aux attentes énoncées à la section 8.12 du document RD-337, et devrait
préciser les dispositions prévues pour la surveillance et le déclenchement d’alarmes, pour la
prévention des incidents de criticité, et pour le blindage, la manutention, le stockage, le
refroidissement, le transfert et le transport du combustible nucléaire. Les aspects de la manutention
du combustible qui portent sur les interfaces homme-machine devraient être également traités. On
devrait en outre expliquer la façon dont les attentes énoncées à la section 7.21 du document
RD-337 sont respectées.
46
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
6.11.1 Combustible neuf
Cette sous-section devrait décrire les systèmes de manutention et de stockage du combustible neuf.
La description devrait couvrir les mesures prises pour s’assurer que le combustible neuf est
maintenu dans des conditions sécuritaires en tout temps. Elle devrait en outre expliquer de quelle
façon des facteurs, comme l’emballage, les processus et les procédures pour la réception et
l’inspection du combustible neuf, pour la comptabilisation et le stockage du combustible pour la
prévention des incidents de criticité et pour le contrôle de l’intégrité du combustible et sa sécurité,
ont été pris en compte.
6.11.2 Combustible irradié
Cette sous-section devrait décrire les systèmes de manutention et de stockage du combustible
irradié. La description devrait donner des précisions sur les mesures prises pour s’assurer que le
combustible irradié est maintenu dans des conditions sécuritaires en tout temps, et devrait expliquer
les dispositions appropriées prises en matière de radioprotection, de prévention des incidents de
criticité, et de contrôle de l’intégrité du combustible, ce qui comprend les dispositions spéciales
pour traiter le combustible défectueux, pour contrôler la chimie du combustible, pour effectuer le
refroidissement et la comptabilisation du combustible et pour en assurer la sécurité, ainsi que les
arrangements pour l’expédition et le transport du combustible.
6.11.3 Détection du combustible défectueux
Cette section devrait décrire les mesures prises pour assurer la détection du combustible défectueux
dans le réacteur et le déclenchement des alarmes s’y rapportant de même que pour l’inspection des
installations de manutention et de stockage du combustible et la mise en quarantaine, afin de
répondre aux attentes énoncées à la section 8.12.3 du document RD-337.
6.12
Caractéristiques de conception complémentaires
Cette section devrait décrire toute caractéristique additionnelle ou complémentaire de conception
de la centrale, relativement aux SSC, qui répond aux attentes énoncées aux sections 7.1 et 7.2 du
document RD-337, et qui n’a pas été traitée ailleurs dans la demande.
6.13
Systèmes de traitement des déchets radioactifs et des déchets dangereux
Cette section devrait décrire les systèmes de traitement des déchets radioactifs et des déchets
dangereux, ainsi que les exigences du fondement de leur conception, en suivant le modèle de
présentation décrit à la section 6.2 Description des systèmes. La description devrait montrer que la
conception des systèmes répond aux attentes des sections 8.11 et 10 du document RD-337, et elle
devrait énumérer les caractéristiques de conception de la centrale qui permettent d’assurer de
manière sécuritaire le contrôle, la collecte, la manutention, le traitement, le stockage et l’évacuation
des déchets radioactifs et dangereux de formes solide, liquide et gazeuse générés par toutes les
activités exécutées sur le site pendant toute la durée de vie de la centrale. Les SSC prévus à ces
fins, de même que l’instrumentation prévue pour détecter les fuites ou les relâches possibles de
déchets radioactifs et dangereux, devraient également être précisés. On devrait en outre indiquer de
quelle façon on tiendra compte des principes énoncés dans le document P-290, Gestion des déchets
radioactifs.
La section devrait fournir une description des sources de matières radioactives et dangereuses qui
ont été prises en compte dans les exigences de conception relatives aux systèmes de traitement des
déchets.
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Au besoin, cette section devrait être liée aux renseignements fournis aux sections 9, Exploitation
11, Radioprotection, 13, Protection de l’environnement, 14, Gestion des déchets radioactifs et des
déchets dangereux, et 15, Déclassement et aspects relatifs à la fin de la vie de la centrale, et
devrait leur servir de complément ou y renvoyer.
6.14
Laboratoires et installations nucléaires de catégorie II
Cette section devrait fournir des renseignements sur la conception des laboratoires et des
installations nucléaires de catégorie II situés dans la centrale nucléaire. La conception des
laboratoires et des installations nucléaires de catégorie II doit satisfaire aux exigences du
Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II ou du
Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnements, selon le cas. Le
document d’orientation GD-52 : Guide de conception des laboratoires de substances nucléaires et
des salles de médecine nucléaire fournit des renseignements additionnels sur la conception des
laboratoires.
Cette section devrait également fournir des renseignements sur les dispositions relatives au
stockage d’articles, tels que l’outillage contaminé et les sources de rayonnement, sans toutefois s’y
limiter.
6.15
Salles de commande
Cette section devrait décrire les salles de commande et centres de soutien d’urgence de la centrale
et démontrer que les attentes des sections 7.21 et 8.10 du document RD-337 sont satisfaites. Les
aspects liés à l’instrumentation et au contrôle sont abordés dans la section 6.7 Instrumentation et
contrôle.
La description devrait porter sur les systèmes, l’équipement, l’approvisionnement et les procédures
relatifs à l’habitabilité qui sont en place afin de s’assurer que les membres du personnel essentiel de
la centrale, y compris ceux des salles de commande principale et auxiliaire, peuvent demeurer à
leur poste et exploiter la centrale de manière sûre dans tous les états d’exploitation, et conserver
l’état sûr de la centrale dans toutes les conditions d’accident envisagées dans le dossier de sûreté.
La documentation devrait expliquer comment le personnel se déplacera de la salle de commande
principale à la salle de commande auxiliaire lorsque les circonstances l’exigeront, et démontrer que
cet itinéraire est dûment qualifié pour assurer le passage en toute sécurité dans ces circonstances.
En plus des systèmes assurant l’habitabilité des salles de commande, cette section devrait couvrir
également :
1.
2.
3.
4.
le blindage
les systèmes de purification de l’air
les systèmes de contrôle des conditions climatiques
la capacité d’entreposage de nourriture et d’eau, s’il y a lieu
Cette section devrait également décrire l’approche générale suivie pour la conception de la salle de
commande principale. Elle devrait expliquer de quelle façon la conception répond aux attentes des
sections 7.21 et 8.10.1 du document RD-337, et devrait comprendre une description du plan de la
salle de commande principale, mettant en évidence les interfaces homme-machine et le concept de
regroupement pour assurer la sûreté. Les résultats de l’examen formel de la conception dans le
cadre de l’élaboration du plan de la salle de commande principale devraient être résumés et tenir
compte des considérations liées aux facteurs humains.
48
Août 2011
7.
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Analyses de la sûreté
7.1
Considérations d’ordre général
Une analyse de la sûreté de la centrale, devrait être fournie au chapitre 7 de la demande. L’analyse
de la sûreté devrait comprendre une analyse déterministe de la sûreté, une étude probabiliste de
sûreté et une analyse des risques. Les renseignements sur la conception fournis au chapitre 6
Conception des structures, des systèmes et des composants de la centrale devraient appuyer
adéquatement l’analyse de la sûreté (qui devrait, à son tour, être étayé de documents de référence,
s’il y a lieu). L’analyse de la sûreté devrait être suffisamment détaillée pour qu’un examen
indépendant puisse être effectué. Ces examens indépendants comprennent la revue par des pairs
indépendants prévue à la section 5.6 du document RD-337, et l'examen réglementaire de l'analyse
de la sûreté.
Les analyses de la sûreté devraient être réalisées parallèlement au processus de conception, avec
des itérations intervenant entre les deux activités. Ce chapitre devrait décrire la méthodologie
utilisée pour mener de l’avant la conception détaillée et les analyses de la sûreté, incluant les liens
appropriés entre les renseignements utilisés pour chacune et les vérifications appropriées entre
elles. La portée et le niveau de précision des analyses devraient augmenter à mesure que la
conception progresse, de sorte que les analyses de la sûreté finales reflètent la conception de la
centrale une fois terminée. Les processus de conception, d’approvisionnement, de fabrication, de
qualification de l’équipement, de construction, d’installation et de mise en service devraient tous
être intégrés dans les analyses de la sûreté afin de s’assurer la centrale, telle que construite,
répondra aux critères de conception.
Les analyses devraient être menées conformément aux attentes exprimées à la section 9 du
document RD-337, et aux exigences des documents RD-310 et de la norme S-294, Études
probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires. Les analyses devraient démontrer la
conformité aux critères de sûreté applicables et aux limites prescrites de dose de rayonnement et de
rejet de matières radioactives et dangereuses, et devraient comprendre :
1. une analyse déterministe de la sûreté couvrant le mode normal d’exploitation, les cas d’incident
de fonctionnement prévu et les cas d’accident de dimensionnement
a. pour démontrer la sûreté globale de la centrale
b. pour montrer l’efficacité de la réponse de la centrale aux EIH
c. pour démontrer que les attentes relatives aux limites de dose se trouvant à la
section 4.2.1 du document RD-337 sont satisfaites
2. une analyse déterministe de la sûreté, pour soutenir l’étude probabiliste de sûreté en ce qui a
trait aux accidents hors dimensionnement et à des accidents graves choisis
3. une étude probabiliste de sûreté pour démontrer que les objectifs de sûreté à la section 4.2.2 du
document RD-337 sont atteints
Ce chapitre devrait également décrire les programmes et la surveillance qui sont en place pour
s’assurer que l’analyse de la sûreté soit effectuée par du personnel qualifié sur le plan technique et
adéquatement formé, et qu’elle soit conforme au programme de gestion de la qualité qui soutient
l’analyse de la sûreté. Ce chapitre devrait fournir des renseignements pour démontrer que tous les
entrepreneurs et les sous-traitants associés à l’analyse de la sûreté sont qualifiés pour exécuter leurs
tâches respectives.
49
Août 2011
7.2
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Objectifs et critères d’acceptation en matière de sûreté
Cette section devrait décrire et expliquer les principes suivis et les objectifs visés dans la
conception de la centrale en ce qui a trait à la sûreté nucléaire, incluant les éléments de
radioprotection et de sûreté technique à l’appui, et devrait démontrer comment ils répondent aux
attentes formulées aux sections 4.1 et 4.2 du document RD-337. La description devrait également
tenir compte des attentes déjà mentionnées à la section 6.2 Description des systèmes.
Les renseignements devraient préciser les critères d'acceptation sous forme de limites de dose de
rayonnement, conformément aux attentes formulées à la section 4.2.1 du document RD-337. Les
critères d'acceptation en matière de sûreté technique décrits ici devraient démontrer l'intégrité des
barrières physiques propres aux SSC de la centrale et répondre aux attentes formulées à la
section 5.3.4 du document RD-310, pour les diverses catégories d’événements qui s’appliquent.
Les renseignements fournis au sujet des critères d'acceptation devraient être détaillés et démontrer
clairement que les incidents pouvant se produire fréquemment à la centrale auront des
conséquences mineures, et que la probabilité que surviennent des événements pouvant entraîner des
conséquences graves est très faible.
7.3
Détermination, portée et catégorie des événements initiateurs hypothétiques
Cette section devrait servir à expliquer les méthodes utilisées pour déterminer les EIH ainsi que
leur portée et leur catégorie. Elle devrait également démontrer que ces méthodes satisfont aux
attentes de la section 5.2 du document RD-310.
Les événements eux-mêmes devraient être précisés et décrits conformément aux attentes de la
section 5.2.1 du document RD-310, de la section 7.4 du document RD-337 et des sections 7 et 8 du
document RD-346. Les renseignements fournis devraient indiquer de façon précise, si les méthodes
utilisées faisaient appel à des outils analytiques, comme des schémas de logique maîtres, des
analyses de l'exploitabilité et des risques, et des analyses des modes de défaillances et de leurs
effets. Les événements initiateurs causés par une erreur humaine devraient également être pris en
compte au moment de la détermination des EIH. Peu importe les méthodes utilisées, il faudrait
démontrer que la détermination des EIH a été menée de manière systématique et a conduit à
l'élaboration d'une liste exhaustive des événements.
La portée des EIH devrait être établie de façon à répondre aux attentes de la section 5.2.2 du
document RD-310.
Les événements devraient être classés selon leur fréquence prévue, ainsi que d’autres facteurs s’il y
a lieu, conformément aux attentes de la section 5.2.3 du document RD-310.
Le classement des événements par catégorie a pour buts :
1. de justifier le fondement de la gamme des événements pris en considération
2. de réduire le nombre des événements initiateurs nécessitant une analyse détaillée à une série
qui comprend les cas les plus limitatifs pour chacun des divers groupes d’événements crédités
dans les analyses de la sûreté, mais qui exclut les événements dont le rendement du système est
identique (en ce qui a trait, par exemple, au moment où il a lieu, à la réponse des systèmes de la
centrale ou aux rejets de matières radioactives)
3. de permettre l’application de différents critères d'acceptation aux diverses catégories
d'événements; une justification du fondement de chaque catégorie d'événements devant être
incluse aux renseignements fournis dans la présente section
50
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Le processus de classement des événements, dans le cadre duquel on tient compte de tous les types
d'événements initiateurs (internes et externes à la centrale) et de toutes les configurations normales
d'exploitation (y compris le mode normal d’exploitation, les périodes d’arrêt et de rechargement du
combustible), devrait permettre de dresser une liste des différentes catégories d'événements à
analyser.
Diverses conditions de la centrale, telles que le fonctionnement en mode manuel ou en mode
automatique, devraient être étudiées. Diverses conditions du site, comme la disponibilité de
l’alimentation électrique hors site ou la possibilité d’une perte totale de l'alimentation électrique
hors site, devraient également être examinées, en tenant compte des interactions possibles entre les
manœuvres d’exploitation à la centrale et le réseau et, s'il y a lieu, des interactions possibles entre
les différentes tranches sur le même site. Des défaillances d'autres systèmes de la centrale, tels que
celui du stockage du combustible usé et celui du stockage (réservoirs) des gaz radioactifs, devraient
également être prises en considération.
La liste des événements précis à analyser devrait comprendre des EIH internes comme :
1. une augmentation ou une diminution du taux d’évacuation de la chaleur
2. une augmentation ou une diminution du débit du caloporteur
3. des anomalies de la réactivité et de la puissance du réacteur (y compris un mauvais
positionnement du combustible)
4. une augmentation ou une diminution de l’inventaire du caloporteur
5. un rejet de matières radioactives provenant d’un sous-système ou d’un composant
6. une perte d’un système auxiliaire
7. des inondations, des incendies et des explosions internes
8. des missiles générés à l’interne
9. un effondrement de structures et une chute d’objets
La série d’EIH externes à prendre en considération devrait, s’il y a lieu, comprendre :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
les incendies, les inondations, les tremblements de terre et les activités volcaniques
les vents et autres conditions météorologiques extrêmes
les phénomènes biologiques
les événements causés par l’homme (comme les écrasements d’avion et les explosions)
les gaz toxiques et asphyxiants et les gaz et liquides corrosifs
les interférences électromagnétiques
les dommages aux prises d’eau
les explosions pouvant survenir dans des installations industrielles et des parties du réseau de
transport dans les environs
Ces événements externes devraient être cernés selon l’évaluation des dangers spécifiques au site
décrite à la section 4.4 Évaluation des dangers spécifiques au site.
7.4
Interventions humaines
Cette section devrait décrire et justifier les approches adoptées pour tenir compte des interventions
humaines dans les divers types d’analyses de la sûreté effectuées, ainsi que les méthodes choisies
pour tenir compte de ces interventions dans chacune des analyses. La description devrait tenir
compte des expériences pertinentes d’exploitation à d’autres centrales. Tout renseignement
concernant les interventions humaines dans le cadre des analyses de la sûreté devrait également
être abordé à la section 9.11 Qualification et formation du personnel, et à la section 9.12
Accréditation du personnel.
51
Août 2011
7.5
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Analyses déterministes de la sûreté
Cette section devrait décrire l’analyse déterministe menée pour satisfaire aux attentes du document
RD-310 en vue d’évaluer et de justifier la sûreté de la centrale.
Le niveau de conservatisme de chacune des analyses déterministes de la sûreté devrait être choisi
en fonction de la catégorie des événements analysés et des objectifs de l’analyse conformément à la
sous-section 5.4.6 du document RD-310. L’analyse des incidents de fonctionnement prévus (IFP)
effectuée pour démontrer la capacité des systèmes de contrôle (niveau 2 de la défense en
profondeur) peut être du type « prévisions les plus probables ». L’analyse des IFP et des accidents
de dimensionnement (AD) effectuée pour démontrer les capacités des systèmes de sûreté (niveau 3
de la défense en profondeur) devrait être suffisamment conservatrice pour procurer un niveau très
élevé de confiance que le fonctionnement des systèmes de sûreté permettra à lui seul de respecter
les critères d’acceptation. L’analyse des accidents hors dimensionnement (AHD) peut être moins
conservatrice que l’analyse des AD. Les programmes informatiques servant aux « prévisions les
plus probables » sont acceptables dans le cas des analyses déterministes, pourvu qu’ils soient ou
bien combinés à un choix conservateur de données d’entrée ou qu’ils comprennent une évaluation
des incertitudes des résultats.
Les modèles et les programmes informatiques utilisés pour les analyses déterministes ainsi que les
hypothèses générales émises concernant les paramètres de la centrale, l’exploitabilité des systèmes,
y compris les systèmes de contrôle, ainsi que les actions éventuelles des opérateurs dans de tels
événements, devraient être compris dans la description. Toute simplification importante devrait être
adéquatement justifiée. Les hypothèses limitatives utilisées dans l’analyse déterministe de la sûreté
effectuée pour les différentes catégories d’EIH, devraient être indiquées et expliquées. Cette section
devrait également décrire les méthodes utilisées pour démontrer que des marges de sûreté
suffisantes sont disponibles pour chaque catégorie d’EIH.
Un résumé général des processus utilisés pour la vérification et la validation des programmes
informatiques devrait être fourni et comprendre des renvois à des rapports plus détaillés sur le
sujet. Tous les programmes informatiques utilisés devraient être indiqués, y compris des renvois
aux documents de soutien pertinents. L’accent devrait être mis sur la démonstration de la
pertinence de chaque programme informatique à un événement particulier, et des renvois devraient
être faits aux documents de validation, lesquels devraient, en retour, renvoyer aux programmes
expérimentaux de soutien pertinents et/ou aux données réelles d’exploitation de centrale. L’état de
validation des modèles de la centrale (données d'entrée des programmes informatiques ayant servi à
effectuer l’analyse de la sûreté) devrait aussi être présenté.
Toute ligne directrice générale en matière d’analyse (concernant par exemple le choix des états de
fonctionnement des systèmes et des systèmes auxiliaires, des délais conservateurs et des actions
des opérateurs) à laquelle on a eu recours pour mettre en place les méthodes et les modèles utilisés
pour démontrer l’acceptabilité de l’analyse déterministe de la sûreté, devrait également être décrite
dans cette section.
7.5.1
La sûreté en mode normal d’exploitation
Cette sous-section devrait démontrer que les manœuvres en mode normal d’exploitation de la
centrale peuvent être exécutées de manière sûre et, par conséquent, confirmer que les doses de
rayonnement aux travailleurs et aux membres du public, ainsi que tout rejet prévu et (ou) non prévu
de matières radioactives, respecteront les limites permises telles que précisées dans le Règlement
sur la radioprotection, et répondront aux attentes de la section 4. 1 du document RD-337.
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Toutes les conditions permises en mode normal d’exploitation devraient être analysées et décrites
dans cette section. Elles devraient comprendre :
1. le démarrage normal du réacteur (de l’état d’arrêt à la pleine puissance en passant par
l’approche à la criticité)
2. l’exploitation en puissance, y compris l’exploitation à pleine puissance et à basse puissance
3. les changements de puissance du réacteur, y compris en mode turbine-prioritaire et le retour à
la pleine puissance après avoir été pendant une période prolongée à basse puissance
4. l’arrêt du réacteur lorsqu’en puissance
5. l’état d’arrêt à chaud
6. le processus de refroidissement
7. le rechargement du combustible lorsqu’en mode normal d’exploitation
8. un état d’arrêt en mode de rechargement du combustible ou dans une autre condition
d’entretien nécessitant que le circuit caloporteur primaire ou l’enceinte de confinement soit
ouvert
9. la manutention du combustible neuf ou usé
7.5.2
Incidents de fonctionnement prévus et accidents de dimensionnement
Conformément aux attentes formulées à la section 4.3.1 du document RD-337, pour les niveaux 2
et 3 de défense en profondeur, cette sous-section devrait décrire les résultats des analyses des
incidents de fonctionnement prévus (IFP) et des accidents de dimensionnement, réalisées en vue de
démontrer la robustesse de la tolérance de la conception technique aux défaillances ainsi que
l’efficacité des systèmes de sûreté. L’analyse devrait couvrir toute la gamme des événements à tous
les niveaux de puissance du réacteur. Les analyses devraient également couvrir toutes les
configurations en mode normal d’exploitation, y compris à basse puissance et en état d’arrêt.
Pour une vaste gamme d’IFP, l’objectif est de fournir une assurance raisonnable que tout écart par
rapport au mode normal d'exploitation peut être détecté, et qu’on peut s’attendre à ce que les
systèmes de contrôle ramènent la centrale dans un état sûr, sans normalement nécessiter le
déclenchement de systèmes de sûreté. Tant pour les IFP que pour les accidents de
dimensionnement (AD), le niveau de confiance que les systèmes qualifiés (comme il est précisé à
la section 5.4.4 du document d'application de la réglementation RD-310), fonctionnant seuls,
peuvent atténuer l’événement devrait être élevé.
Pour chacune des catégories d’EIH, il peut être suffisant d’analyser seulement un nombre limité
d’événements initiateurs limitatifs qui peuvent représenter une réponse limitative pour un groupe
d’événements. La justification du choix de ces événements limitatifs devrait être fournie dans cette
sous-section. Les paramètres de la centrale qui ont une incidence importante sur le résultat de
l’analyse de la sûreté devraient également être précisés. Parmi ces paramètres se trouvent
généralement :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
la puissance du réacteur et sa distribution
la température du cœur du réacteur
l’oxydation et (ou) la déformation des gaines du combustible
les pressions dans les circuits primaires et secondaires
les paramètres de confinement
les températures et les débits
les coefficients de réactivité
les paramètres cinétiques du réacteur
la valeur de réactivité des dispositifs de réactivité
53
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Les caractéristiques des systèmes de sûreté, y compris les conditions d’exploitation dans lesquelles
les systèmes sont déclenchés, les délais de fonctionnement, et la capacité des systèmes après le
déclenchement indiquée dans la conception, devraient être précisées et il devrait être démontré
qu’elles sont conformes aux exigences fonctionnelles globales des systèmes décrites dans la
demande.
Dans certains cas, il peut être nécessaire de réaliser des analyses différentes pour un seul EIH afin
de démontrer que des critères d’acceptation applicables mais différents ont été satisfaits. La
présente sous-section doit montrer que tous les critères d’acceptation pertinents pour un EIH
particulier sont satisfaits, et les résultats de toutes les analyses nécessaires devraient être inclus
explicitement dans la demande.
7.5.3
Analyse des différents groupes d’événements initiateurs hypothétiques
Cette sous-section devrait fournir les renseignements suivants pour chaque différent groupe d’EIH
analysé :
1. une description de chaque EIH, sa fréquence et la catégorie à laquelle il appartient, et les
critères d’acceptation devant être satisfaits
2. les conditions d’accident limitatives, y compris une description détaillée de la configuration
d’exploitation de la centrale avant que l’EIH ne se produise, les hypothèses particulières
associées au modèle et à l’événement ainsi que les programmes informatiques utilisés
3. les actions automatiques des systèmes et les actions des opérateurs qui ont été créditées dans
les analyses, comme
a. les systèmes principaux et auxiliaires de la centrale qui sont normalement en service
b. l’instrumentation et les contrôles de la centrale qui sont normalement en service
c. les systèmes de sûreté et leurs seuils de déclenchement
d. les actions des opérateurs, s’il y a lieu
4. l’état initial de la centrale, y compris
a. les valeurs particulières des paramètres importants de la centrale et les conditions
initiales utilisées dans l’analyse (ces éléments peuvent être présentés sous forme de
tableau)
b. une explication devrait être fournie sur la manière dont ces valeurs ont été choisies, et
leur niveau de conservatisme pour l’EIH particulier qui fait l’objet de l’analyse
5. les défaillances hypothétiques additionnelles qui ont été tenues en compte, avec un exposé de
tout cas où une seule défaillance additionnelle a été hypothétiquement prévue dans le scénario
d’accident, y compris une justification du fondement sur lequel on s’est appuyé pour choisir
cette défaillance en tant que défaillance unique limitative
6. l’évaluation de la réponse de la centrale, y compris
a. un exposé du comportement modélisé de la centrale, mettant en lumière la séquence
des principaux événements, dont l’événement initial, les défaillances subséquentes, les
moments où divers groupes de sûreté sont déclenchés et le moment où sera atteint un
état sûr et stable à long terme
b. les moments de déclenchement de chacun des systèmes, y compris le moment du
déclenchement du réacteur et les moments d’intervention des opérateurs
c. la valeur des principaux paramètres, présentés sous forme de graphiques en fonction du
temps après le début de l’événement ; ces paramètres étant choisis pour donner une
image complète de la progression de l’événement dans le contexte des critères
d’acceptation pris en compte
d. les critères d’acceptation pertinents et une comparaison avec les paramètres
correspondants de la centrale, le tout accompagné d’une déclaration finale sur
l’acceptabilité des résultats
54
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
e. l’état des barrières physiques et le rendement relatif aux fonctions de sûreté
f. l’état final de la centrale, y compris une indication des systèmes et des actions de
l’opérateur qui sont nécessaires pour s’assurer que les fonctions de sûreté sont
disponibles à long terme
7. les résultats de l’évaluation des conséquences radiologiques, s’il y a lieu, y compris une
comparaison des principaux résultats avec les critères d’acceptation
8. les résultats de toutes les études de sensibilité et analyses des incertitudes menées en vue de
démontrer la robustesse des résultats et des conclusions de l’analyse de l’accident
7.5.4
Capacité de la conception face aux accidents hors dimensionnement
Cette sous-section devrait démontrer la capacité de la conception à atténuer certains accidents hors
dimensionnement (AHD). Elle devrait également comprendre l’évaluation de la capacité de la
conception à répondre aux attentes formulées à la section 7.3.4 du document RD-337. Le choix des
AHD à analyser devrait être expliqué et justifié, en indiquant s’il a été fondé sur une étude
probabiliste de sûreté ou s’il est en fonction d’une autre analyse des défaillances ayant servi à
cerner les vulnérabilités possibles de la centrale.
Les événements de cette catégorie sont habituellement des séquences comportant plus d’une
défaillance (à moins qu’on en ait tenu compte dans le cadre des accidents de dimensionnement à
l’étape de la conception), comme une panne majeure d’électricité à la centrale, des événements de
dimensionnement accompagnés d’un faible rendement d’un système de sûreté et des séquences qui
entraînent le contournement de l’enceinte de confinement. Pour les analyses, on peut :
1. avoir recours aux modèles et aux hypothèses de la méthode « prévisions les plus probables »,
2. créditer de façon réaliste des actions automatiques et un rendement des systèmes au-delà des
fonctions prévues originalement, y compris les systèmes autres que ceux importants pour la
sûreté
3. créditer des actions plausibles des opérateurs
Si cela n’est pas possible, des hypothèses raisonnablement conservatrices devraient être formulées,
dans lesquelles les incertitudes relatives à la compréhension des processus physiques modélisés
seront examinées. La sous-section devrait décrire, expliquer et justifier l’approche qui a été
adoptée.
Le format et le contenu des analyses des accidents hors dimensionnement à présenter ici devraient
correspondre à la présentation des analyses des incidents de fonctionnement prévus et des
événements de dimensionnement, avec les modifications suivantes :
1. l’objectif de l’analyse des accidents hors dimensionnement et (ou) les critères d’acceptation
conformes à la section 5.4.2 du document d'application de la réglementation RD-310 devraient
être définis
2. un exposé des défaillances additionnelles prévues dans le scénario d’accident devrait être
fourni, assorti du (ou) des motif(s) de leur sélection
3. chaque fois qu’une action d’un opérateur est prise en compte, on devrait démontrer que les
opérateurs auront accès à des renseignements fiables, disposeront de suffisamment de temps
pour exécuter les actions requises, pourront suivre des procédures documentées et auront reçu
la formation nécessaire
4. les résultats clés des analyses devraient être comparés avec les critères d’acceptation
particuliers, et les conclusions quant à leur conformité aux critères d’acceptation devraient être
clairement énoncées
55
Août 2011
7.5.5
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Résumé des mesures d’atténuation des événements
Un résumé des mesures d’atténuation des événements devrait être fourni (on suggère une
présentation simple sous forme de tableau). Une brève inscription devrait y figurer pour chacun des
événements de dimensionnement (IFP et AD). Le résumé devrait indiquer les dispositions de
défense en profondeur prévues à la conception (jusqu’au niveau 3) en précisant les caractéristiques
qui peuvent contribuer à assurer les fonctions de sûreté requises dans le cas de chaque événement.
Pour chacun des différents groupes d’événements, les renseignements suivants devraient être
inclus :
1.
2.
3.
4.
l’EIH
la fréquence et la catégorie de l’événement
les fonctions de sûreté qui sont mises à l’épreuve par l’événement
les caractéristiques de conception inhérentes et les systèmes qui sont normalement en service
(y compris les systèmes de contrôle de la centrale) qui peuvent éliminer ou atténuer les
conséquences de l’événement
5. les actions automatiques des systèmes de sûreté et les actions des opérateurs créditées dans
l’analyse des IFP et des AD ainsi que les autres actions automatiques des systèmes de sûreté ou
d’autres actions des opérateurs qui pourraient également contribuer à l’atténuation
6. les signaux déclencheurs des systèmes de sûreté crédités dans l’analyse des IPF et AD et les
signaux de relève qui seraient également efficaces
7. l’état final de la centrale à la suite de l’événement, y compris une énumération des systèmes
qui assurent les fonctions de sûreté fondamentales à long terme
7.6
Accidents graves
Cette section devrait fournir des renseignements détaillés sur les analyses réalisées en vue de
déterminer les accidents pouvant entraîner des dommages importants au cœur, et (ou) des rejets
importants de matières radioactives hors du site (accidents graves). De plus, cette section devrait
décrire l’évaluation qui a été faite de la capacité des caractéristiques de conception
complémentaires de la centrale de répondre aux attentes énoncées aux sections 7.3.4 et 8.6.12 du
document RD-337. Les difficultés que présentent de tels événements pour la centrale et la mesure
dans laquelle il est raisonnable de s’attendre à ce que la conception puisse atténuer leurs
conséquences, devraient également être examinées, justifiées et couvertes ici, et devraient répondre
aux attentes du document G-306.
Les renseignements devraient comprendre une explication de l’analyse effectuée pour les
séquences d’accidents graves, incluant selon le cas un feu d’hydrogène, une explosion de vapeur et
une interaction entre du combustible en fusion et le caloporteur. Devraient également être décrits
dans cette section, les résultats des analyses les plus pertinentes sur les accidents graves utilisés
dans l’élaboration des programmes de gestion des accidents et la planification des mesures
d’urgence pour la centrale.
Il faut prendre en compte les résultats de l’analyse des accidents graves dans les mesures de gestion
des accidents qui devraient être prises afin d’atténuer les conséquences des accidents, ainsi que
dans la préparation aux situations d’urgence et la planification des mesures d’urgence. Voir la
section 9.5 Procédures d’exploitation et la section 9.6 Gestion des accidents, pour ce qui est des
programmes et des procédures de gestion des accidents.
56
Août 2011
7.7
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Étude probabiliste de sûreté
Cette section devrait fournir des renseignements concernant l’examen intégré de la conception et de
la sûreté de l’exploitation de la centrale, réalisé en vue de servir de complément aux résultats déjà
obtenus lors des analyses déterministes et de donner une indication de la mesure dans laquelle la
conception sur une base déterministe a réussi à atteindre les objectifs de conception. L’étude
probabiliste de sûreté (EPS) devrait répondre aux attentes formulées dans le document S-294. La
section devrait comprendre une description de la portée de l’EPS, les méthodes utilisées et les
résultats obtenus. Si des critères ou des objectifs de sûreté quantitatifs de nature probabiliste ont été
utilisés dans l’élaboration de la conception de la centrale (comme il est mentionné dans la section
de la demande portant sur les critères de conception probabilistes), ceux-ci devraient être également
cités ici.
Les sujets à inclure dans la description des méthodes et de la portée de l’EPS devraient
comprendre, le cas échéant :
1. une justification de la portée de l’EPS qui a été choisie
2. une modélisation de la séquence des accidents (y compris la modélisation des systèmes et de la
séquence des événements, l’analyse du rendement humain, les analyses de dépendance et la
classification des séquences d’accidents selon l’état des dommages à la centrale)
3. une évaluation des données et une estimation des paramètres (y compris l’évaluation de la
fréquence des événements initiateurs, de la fiabilité des composants, la probabilité de
défaillances d’origine commune et la probabilité d’erreurs humaines)
4. une quantification des séquences d’accidents (y compris les analyses de l’incertitude, de
l’importance et de la sensibilité)
5. une analyse du terme source et une évaluation des conséquences hors du site
Les résultats sommaires des études probabilistes faites pour la centrale devraient être décrits dans
cette section et devraient démontrer qu’ils répondent aux attentes formulées en termes d’objectifs
de sûreté à la section 4.2.2 du document RD-337. Les résultats devraient être présentés de manière
à communiquer clairement les mesures quantitatives du risque qui ont été effectuées et les aspects
de la conception et de l’exploitation de la centrale qui sont les plus importants facteurs de ces
mesures du risque. Cette section devrait présenter l’EPS complète de la centrale en tant que
document distinct et s’y référer, et ce document devrait accompagner la demande.
Une comparaison entre les principaux résultats de l’EPS et les attentes formulées en termes
d’objectifs de sûreté à la section 4.2.2 du document RD-337 devrait être fournie en vue de
démontrer leur conformité.
7.8
Analyses des dangers
Les documents RD-346, RD-337 et S-294 abordent les attentes concernant les analyses des
dangers. Cette section devrait fournir une description de la portée des analyses des dangers liés à la
centrale qui ont été faites, des méthodes utilisées et des résultats obtenus. Elle devrait comprendre :
1.
2.
3.
4.
5.
une liste complète des dangers cernés du type EIH et une justification de la longueur de la liste
les critères de sélection des dangers de dimensionnement et la liste de ces dangers
un résumé des résultats de l’analyse déterministe des dangers
un résumé des résultats de l’analyse probabiliste des dangers
une conclusion concernant la part du risque global de la centrale que représentent les dangers et
la démonstration que les attentes relatives aux objectifs de sûreté et aux critères d’acceptation
57
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
sous forme de limites de dose, présentées à la section 4.2 du document RD-337, ont toutes été
respectées
Tous les dangers internes et externes liés à la centrale devraient faire partie de la liste ressortant de
l’activité de détermination des EIH décrite à la section 7.3 Détermination, portée et catégorie des
événements initiateurs hypothétiques. Les dangers qui ne contribuent que de façon minime au
risque de la centrale peuvent ne pas être analysés de manière détaillée, mais les raisons d’une telle
décision devraient être données. Le reste des EIH constitue la portée de l’analyse des dangers.
Les dangers compris dans la portée de l’analyse détaillée devraient être triés, dans le but de
déterminer les dangers particuliers de dimensionnement. Des critères clairs devraient être établis
pour ce processus, et ils doivent être décrits en détail. Les dangers de dimensionnement devraient
être analysés à l’aide des techniques déterministes énumérées à la section 7.5 Analyses
déterministes de la sûreté, et conformément aux attentes formulées dans le document RD-337.
Toutefois, conformément à la section 7.7 Étude probabiliste de sûreté, et au document S-294, tous
les dangers devraient être analysés si des techniques probabilistes sont utilisées. Les analyses
détaillées et leurs résultats devraient être documentés dans les parties déterministes et probabilistes
appropriées du rapport de l’analyse de la sûreté (voir la section 7.9 Résumé des résultats de
l’analyse de la sûreté).
7.9
Résumé des résultats de l’analyse de la sûreté
Cette section devrait fournir un résumé de l’ensemble des résultats de l’analyse déterministe et de
l’EPS, lesquelles confirment que les objectifs et les critères d’acceptation techniques en matière de
sûreté (décrits à la section 7.2) ont été entièrement respectés. Si des critères d'acceptation
techniques ont été modifiés, par suite de considérations particulières ou s’ils n’ont pas été
entièrement respectés, une justification devrait être fournie. Toute mesure compensatoire prise pour
se conformer aux objectifs de sûreté et aux critères d'acceptation relatifs aux doses devrait être
expliquée.
8.
Construction et mise en service
8.1
Considérations d’ordre général
Le chapitre 8 de la demande devrait décrire de quelle façon le demandeur assumera la
responsabilité globale de la réalisation sécuritaire et satisfaisante de toutes les activités de
construction et de mise en service, y compris les achats d’équipement et de services. Il devrait
également démontrer de quelle façon la supervision de ces activités sera effectuée de manière
efficace. Toutes les activités de construction et de mise en service devraient être régies par les
dispositions du système de gestion (voir le chapitre 3, Gestion de la sûreté).
Ce chapitre devrait également décrire le programme global qui sera mis en œuvre pour démontrer
que la centrale a été fabriquée et construite conformément à la conception (y compris les achats
d’équipement et de services). Il devrait également décrire comment le programme de mise en
service permettra de confirmer que l’équipement, les SSC ainsi que la centrale entière, se
comporteront et fonctionneront conformément aux spécifications de la conception, aux exigences
réglementaires et tels que crédités dans les analyses de la sûreté.
Ce chapitre devrait en outre expliquer les processus utilisés en vue de s’assurer d’un transfert
approprié et contrôlé des SSC au moment de passer de la phase construction à celle de mise en
service, et de la phase mise en service à celle de l’exploitation. Il devrait décrire les activités devant
58
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
être exécutées par les entrepreneurs (comme la préparation de l’emplacement, l’approvisionnement,
la fabrication, la construction et la mise en service), et de quelle façon le demandeur entend
surveiller, évaluer, vérifier et approuver ces activités. Il devrait également démontrer qu’on
adhérera aux spécifications pertinentes de nature technique et en matière d’approvisionnement et de
fabrication, et aux critères d’acceptation, à toutes les étapes des phases de la construction et de la
mise en service.
Les renseignements suivants devraient également être fournis dans cette section :
1. les dispositions prises pour communiquer avec le personnel de la CCSN sur tous les sujets en
lien avec les activités de construction et de mise en service de la centrale
2. les dispositions prises pour apporter à la conception des modifications temporaires et
permanentes pendant la construction et la mise en service
3. les dispositions prises pour repérer, résoudre et approuver les écarts par rapport à la conception
4. les dispositions prévues pour s’assurer que les modifications apportées à la conception et au
fondement de la conception sont cernées, examinées, approuvées et documentées en vue du
transfert des SSC une fois les travaux nécessaires achevés:
a. de l'organisation chargée de la construction à celle chargée de la mise en service, et
b. de l’organisation chargée de la mise en service à l’exploitant
5. les dispositions prévues pour assurer l'entretien des SSC durant la construction et la mise en
service
6. les dispositions en ce qui a trait à l’approvisionnement, à la chaîne d’approvisionnement, à la
fabrication, à la fabrication sur place, à la construction et à la mise en service
7. l’élaboration, la validation et la mise en œuvre des programmes et des procédures de mise en
service, d’essai de fiabilité, d’entretien et d’exploitation
8. les dispositions en matière de santé et de sécurité prises pour toutes les activités menées
pendant la construction et la mise en service (voir la section 9.1 Considérations d’ordre
général, et la section 9.4 Processus de gestion de l’exploitation)
9. les mesures de sécurité et de garanties, y compris le contrôle de l’accès et les exigences en
matière d’autorisation de l’accès sur le chantier de construction (voir la section 9.1
Considérations d’ordre général et la section 9.4 Processus de gestion de l’exploitation)
10. la formation et la qualification de tout le personnel participant aux activités de construction et
de mise en service (voir la section 9.11 Qualification et formation du personnel)
11. les dispositions prévues pour la validation, à la fin de la construction, des dossiers qui seront
transférés à l'organisation chargée de la mise en service ou à l’exploitant et qui devront être
conservés pendant la durée de vie de la centrale (voir la section 9.16, Dossiers et documents)
Le document devrait décrire l’approche adoptée pour promouvoir l’instauration et le maintien
d’une saine culture de sûreté chez toutes les parties participant à la construction et à la mise en
service de la centrale. La culture de sûreté doit contribuer de façon efficace au succès de ces phases
et être pleinement élaborée pour la phase d’exploitation subséquente.
8.2
Rôles du demandeur dans la construction et la mise en service
Cette section devrait préciser la structure et le rôle du demandeur quant à la supervision des travaux
de construction et des activités de mise en service et à sa participation directe dans ces dernières.
Dans la plupart des cas, le demandeur est également l’organisation responsable qui exploitera plus
tard la centrale. Si ce n’est pas le cas, la responsabilité de la centrale et de sa sûreté continue
néanmoins de reposer sur les épaules du demandeur, lequel doit superviser les activités de
l’exploitant (voir la définition de « demandeur » et d’« exploitant » dans le glossaire). Les
59
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
renseignements concernant la participation du demandeur à l’exploitation de la centrale devraient
être fournis au chapitre 9 Exploitation.
8.2.1
Rôle des organisations chargées de la construction
Cette sous-section devrait décrire les dispositions prises par le demandeur en matière
d’organisation et de gestion en vue d’assurer une supervision efficace des activités exécutées par
les organisations qui construiront l’installation. En outre, la demande devrait comporter une
description des moyens utilisés par le demandeur pour s’assurer que ces organisations construisent
la centrale conformément aux règlements applicables, aux attentes formulées dans les documents
d’application de la réglementation pertinents de la CCSN, aux codes et aux normes applicables
ainsi qu’à toutes les spécifications pertinentes sur la conception.
La description devrait également comprendre une explication de la structure organisationnelle et du
système de gestion de la qualité mis en place par les organisations chargées de la construction afin
de pouvoir remplir leurs rôles de manière efficace et atteindre le niveau le plus élevé sur les plans
de la qualité et de la sûreté pendant la construction de la centrale. Les politiques relatives à la
sûreté, à l’environnement et à la sécurité appelées à être appliquées devraient aussi être décrites. La
demande devrait clairement indiquer que les essais et vérifications nécessaires seront effectués afin
de confirmer que la centrale est construite selon les documents de conception.
La demande devrait également décrire les programmes qui seront mis en place pour s’assurer que :
1. l’approvisionnement, la fabrication, la manutention en transit, l’entreposage et l’installation de
l’équipement et les travaux de construction connexes seront réalisés conformément à la
conception, aux codes et aux spécifications, aux schémas, aux procédures et aux instructions, y
compris la mise en œuvre des exigences stipulées en matière d’assurance de la qualité
2. les travaux de construction et d’installation entrepris, y compris les travaux exécutés par des
fournisseurs et des entrepreneurs, sont coordonnés, exécutés et achevés conformément à un
programme de travail prévu
3. les SSC sont construits et soumis à des essais de fonctionnement, en conformité avec les
spécifications de la conception
La fin de la mise en place des SSC de la centrale et le transfert de leur responsabilité, au moment
de passer de la phase de la construction à la phase mise en service, doivent être gérés de manière
systématique, documentée et progressive, tout en respectant le calendrier global de contrôle et de
coordination. Le processus de transfert devrait être élaboré en étroite consultation et harmonie avec
le demandeur et toute organisation chargée de la mise en service. Les éléments principaux du
processus de transfert devraient comprendre une entente conjointe entre ces parties sur le contenu
de chaque dossier transféré, y compris la portée de la validation et des essais de fonctionnement,
ainsi qu’une liste précise des documents transférés, et sur le terrain, des indications claires du
périmètre faisant l’objet du transfert. Dans le cadre du transfert d’un dossier, chaque organisation
chargée de la construction devrait traiter et documenter toute lacune dans la construction, en
suspens ou récemment découverte.
8.2.2
Rôle des organisations techniques
Cette sous-section devrait décrire les dispositions prises par le demandeur en matière
d’organisation et de gestion afin d’assurer une supervision efficace des activités réalisées par les
organisations qui fourniront des services d’ingénierie liés à la conception, à l’approvisionnement, à
la construction et à la mise en service de la centrale. La majorité des services d’ingénierie sont
habituellement fournis par des organisations externes; toutefois, le demandeur peut créer sa propre
organisation pour obtenir les services d’ingénierie.
60
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Une explication devrait être présentée sur l’approche envisagée par le demandeur pour s’assurer
que les spécifications d’approvisionnement, de fabrication, d’inspection, d’essais, de qualité, de
construction, de mise en service et d’exploitation de la centrale reflètent pleinement et avec
exactitude la conception.
La structure de l’organisation technique et les systèmes de gestion de la qualité de cette dernière
devraient être décrits dans cette sous-section, de même que le rôle qu’elle joue dans la prestation de
services de soutien à la construction et à la mise en service dans des domaines comme :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
les spécifications relatives à l’approvisionnement
les spécifications relatives à la mise en service
les éclaircissements sur la conception
les exigences découlant des codes et des normes
la définition de toute contrainte d’exploitation
l’examen des spécifications et des résultats des activités de mise en service
le traitement/la résolution de toute question de rendement de l’équipement/des systèmes liée à
la conception, conformément à un processus officiel de modification de la conception
8.2.3
Rôle de l’organisation chargée de la mise en service
Cette sous-section devrait décrire les dispositions prises par le demandeur en matière
d’organisation et de gestion en vue d’assurer une supervision efficace des activités de mise en
service et une participation directe à ces dernières. On s’attend à ce que des organisations externes
et le demandeur se chargent de la mise en service.
Cette sous-section devrait également décrire l’organisation autorisée par le demandeur à effectuer
des activités de supervision, de manière à s’assurer que tous les SSC de la centrale sont conformes
à l’intention de leur conception, et à obtenir l’assurance que la centrale a été conçue, construite et
soumise à des essais de manière appropriée, et qu’elle est prête pour la phase d’exploitation. Cette
sous-section devrait comporter une explication de la structure organisationnelle de cette
organisation et du système de gestion de la qualité qu’elle appliquera pendant qu’elle exécutera ses
activités.
Cette sous-section devrait aussi présenter des renseignements sur les interfaces entre les
organisations responsables de l’ingénierie, de la construction et de la mise en service, et le
demandeur, au cours de la période de mise en service.
Le demandeur devrait maintenir ses pratiques habituelles pour effectuer la supervision des activités
de l’organisation chargée de la mise en service. Lorsque des activités de mise en service sont
réalisées par des entrepreneurs, le demandeur devrait y participer directement; au minimum, il
devrait participer à la revue des activités et à leur approbation. On devrait également montrer qu’un
nombre suffisant de membres qualifiés du personnel d’exploitation, à tous les niveaux de
l’organisation du demandeur, participent directement au processus de mise en service.
8.3
Programme de construction
Cette section devrait décrire le programme de construction de la centrale devant être mis en œuvre.
Les programmes de communication entre l’organisme de réglementation, l’organisation du
demandeur, les organisations chargées de la construction et d’autres parties concernées revêtent
une importance spéciale et ont besoin d’être établis tôt dans le processus. La section devrait
démontrer que le programme de construction reconnaît cette nécessité, et devrait décrire comment
61
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
les communications seront gérées, en décrivant les procédures à suivre et les protocoles
documentés auxquels on aura recours pour la résolution des conflits.
La section devrait démontrer que le programme de construction est bien planifié, bien contrôlé,
convenablement documenté, et qu’il couvre adéquatement les éléments suivants :
1. l’approvisionnement, la construction, la fabrication, la certification, l’identification, le transport
et le stockage
2. la conception et l’ingénierie, ou la mise à l’essai des SSC, soit sur le chantier de construction
soit dans les usines de fabrication hors du site
Le programme de construction devrait tenir compte de la rétroaction provenant de projets de
construction de centrales nucléaires en cours.
Les renseignements fournis devraient décrire les processus et les procédures appelés à être utilisés
pour confirmer que les SSC de la centrale sont construits selon les spécifications de la conception,
et conformément aux exigences réglementaires, codes et normes applicables. Une liste des essais
de fonctionnement et des essais de mise en service qui sont prévus pour les différentes étapes de
construction devrait également être incluse.
Les activités de construction devraient être documentées dans un programme de contrôle de la
documentation de construction qui comprend les plans des travaux de construction montrant :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
les activités à exécuter (décrites par unités gérables)
la séquence et la durée prévues de ces activités
la distribution des ressources à chaque activité
l’identification, la préparation et le contrôle des procédures et des instructions de travail
le besoin d’équipement ou de matériaux spéciaux
les inspections par l’organisme de réglementation, ou ses points d’arrêt
le traitement des considérations environnementales
Cette section devrait également décrire l’organisation de gestion, les rôles et responsabilités des
principaux participants, les structures des contrats, les liens entre les différents participants, les
techniques de gestion de la construction, les méthodes de construction, le contrôle des
modifications (voir la section 9.10) les outils de gestion de projet et la surveillance du calendrier
d’exécution.
Cette section devrait aussi fournir les renseignements suivants :
1. la description de tous les essais de fonctionnement nécessaires devant être effectués afin de
démontrer que les SSC ont été installés adéquatement
2. la confirmation que des employés responsables et compétents en matière de conception,
d’ingénierie, d’entretien, d’exploitation ainsi que d’autres fonctions techniques de soutien
pertinentes ont participé à la détermination des spécifications des essais à être effectués
pendant la construction, y compris à la démonstration de l’atteinte des objectifs de sûreté
3. les dispositions prises pour s’assurer que la construction et les essais sont effectués suivant une
séquence systématique, depuis les essais pré-opérationnels de chacun des SSC jusqu’aux essais
intégrés du rendement de la centrale
4. les dispositions prises pour faciliter la surveillance réglementaire des étapes de construction,
des essais et (ou) des points d’arrêt précisés en vue de prendre des mesures d’autorisation dans
le cadre du programme de construction
62
Août 2011
8.3.1
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Programmes d’approvisionnement
Cette sous-section devrait décrire les programmes d’approvisionnement qui seront mis en œuvre
pendant la phase de construction. Les dispositions prises pour s’assurer que les documents relatifs à
l’approvisionnement seront clairs et complets, de manière à éviter d’importants malentendus entre
les parties intéressées, et ce, dès le début du processus d’approvisionnement, devraient être
expliquées dans cette sous-section. Celle-ci devrait également comprendre un modèle du format et
du contenu des documents d’approvisionnement qui seront utilisés.
On devrait démontrer que l’approche globale retenue pour l’approvisionnement et la fabrication
sera systématiquement contrôlée à tous les égards, afin de s’assurer que l’équipement, les SSC et
les services achetés par le demandeur, les entrepreneurs du demandeur, leurs fournisseurs, leurs
sous-traitants, etc., respectent les spécifications qui s’appliquent. Les étapes du processus à suivre,
et les mesures qui seront mises en œuvre afin d’exercer un contrôle efficace des programmes et
d’assurer des résultats positifs devraient être expliquées.
Voici les considérations qui devraient notamment être prises en compte :
1. l’assurance que, comme obligation contractuelle, le demandeur et l’organisme de
réglementation auront un droit d’accès aux lieux de travail de tous les fournisseurs du
programme de construction
2. l’assurance que, comme obligation contractuelle, tous les sous-traitants accorderont un droit
d’accès à leurs lieux de travail à leurs clients qui sont des fournisseurs du programme de
construction
3. les fournisseurs seront choisis seulement une fois que leur capacité et leur compétence auront
été évaluées de façon systématique et jugées satisfaisantes
4. un approvisionnement en pièces de rechange pour la centrale est fait au moment de l’achat
original des pièces, autant que possible tenant compte de leur durée de conservation
5. les inspections et les essais à la source (dans l’atelier du fournisseur) sont réalisés selon le
niveau d’importance pour la sûreté des articles concernés et font l’objet d’une surveillance de
la part du demandeur
6. lorsque les inspections et les essais à la source se déroulent sur les lieux d’un sous-traitant, le
fournisseur contrôlera, à son tour, les activités du sous-traitant
7. lorsque la conformité d’un article ne peut être vérifiée de manière satisfaisante tant qu’il n’est
pas testé dans une installation, des instructions appropriées seront données au personnel de
l’installation, et les documents d’approvisionnement feront état de l’exigence de vérification
Les éléments suivants devraient être décrits :
1. tous les renseignements pertinents concernant l'approvisionnement précoce des SSC pour
permettre de les installer tôt ou pour tenir compte de longs délais d’approvisionnement (sur le
cheminement critique), entre autres les exigences techniques (y compris la date d'entrée en
vigueur du code des enveloppes sous pression, les exigences de conception) et les exigences du
système de gestion
2. une description des méthodes utilisées pour régler toute différence entre les exigences
provisoires et définitives, y compris la justification et la demande d'acceptation par la CCSN de
toute divergence
63
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Enfin, cette sous-section devrait décrire le programme d’assurance de la qualité exigé de chaque
fabricant par le demandeur, et devrait préciser ce que le programme devrait couvrir. Elle devrait
comprendre :
1. l’importance pour la sûreté de l’article ou du service
2. la compréhension des implications de la conception pour la fabrication
3. les conditions de propreté, l’exclusion des matières étrangères et autres contrôles
environnementaux de manière à répondre aux exigences et à obtenir des articles de la qualité
requise
4. les exigences de manutention, de stockage, d’emballage et de livraison
5. la traçabilité des matériaux et des composants
6. la nécessité des inspections et des essais déterminés par les concepteurs et les organismes de
réglementation, ainsi que ceux jugés nécessaires par le fabricant pour contrôler la qualité des
articles et s’assurer que le processus de fabrication a été adéquatement suivi
7. l’obligation, pour tous les sous-traitants, de se soumettre aux exigences d’assurance de la
qualité, en fonction du niveau d’importance pour la sûreté de l’article ou du service
8.3.2
Travaux de bétonnage
Cette sous-section devrait décrire l’ensemble du processus à suivre en vue de réaliser, de manière
satisfaisante, les travaux de bétonnage nécessaires pendant la phase de construction de la centrale.
Des renseignements suffisants devraient être fournis afin de permettre une compréhension claire de
la façon dont les travaux de bétonnage seront effectués, de la façon dont leur qualité sera assurée et
contrôlée et des preuves objectives à recueillir de façon à pouvoir démontrer que les spécifications
de rendement définies à la conception, pour les bâtiments et les structures concernés, seront
adéquatement vérifiées.
Cette sous-section devrait fournir des renseignements décrivant de quelle façon les points suivants
sont censés être pris en compte :
1. la certification, l’identification et le contrôle des matériaux, le dosage et le mélange des
constituants du béton, la cure du béton et la préparation des joints de construction
2. les mesures prévues pour contrôler la qualité de la construction, y compris les inspections et les
essais requis
3. les processus à suivre pour l’injection de mortier
4. le contrôle des coffrages dans la forme des structures finales, les dispositifs de support des
coffrages en vue de s’assurer que les structures seront conformes aux dessins de conception
5. le contrôle des températures du béton et, s’il y a lieu, la spécification du préchauffage ou du
refroidissement préalable des constituants du béton et la prévention contre les chocs thermiques
6. les exigences relatives à la fabrication et à la mise en place des systèmes d’armatures destinés
aux enceintes de confinement en béton, de manière à assurer la conformité aux dessins de
conception et de construction pertinents
7. la procédure d’installation des armatures de précontrainte
8.3.3
Construction et installation métalliques
Cette sous-section devrait décrire les mesures prises pour contrôler la qualité de la construction et
de l’installation des composants métalliques de la centrale, y compris les inspections et les essais
auxquels ils devraient être soumis. Cette sous-section devrait également décrire les codes, les
normes et les spécifications techniques se rapportant aux composants métalliques utilisés pendant
le processus de construction et d’installation. Les matériaux utilisés pour la soudure, la fabrication,
la construction et l’installation devraient être indiqués et certifiés en fonction des codes et des
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
normes qui leur sont applicables. Les processus d’examen, d’inspection en atelier et d’inspection et
d’essai en chantier devraient être précisés ainsi que les processus de certification connexes.
8.4
Programme de mise en service
Cette section devrait décrire, en termes généraux, le programme établi pour la mise en œuvre des
activités de mise en service jusqu’au premier chargement du combustible dans le réacteur, mais en
l’excluant. Ce programme sert à confirmer que les systèmes, les structures et les composants de la
centrale ont été adéquatement installés et qu’ils rempliront leurs fonctions selon les spécifications
de leur conception, et que la centrale intégrée effectuera toutes les fonctions de sûreté nécessaires,
conformément aux exigences de conception. Ceci est particulièrement important pour les
caractéristiques de conception qui sont nouvelles ou la toute première d’un genre.
Cette section devrait également indiquer les plans, les processus, les procédures et les documents
proposés pour la mise en service suite au chargement du combustible, ainsi que l’approche à
l’exploitation commerciale. Le calendrier et les étapes de la préparation et de l’application des
plans, processus, procédures et documents de mise en service devraient être présentés dans cette
section.
La section devrait montrer que le programme de mise en service a été bien planifié, qu’il est
adéquatement documenté et que des employés responsables et compétents en matière de
conception, d’ingénierie, d’entretien, d’exploitation ainsi que d’autres fonctions de soutien
technique pertinentes ont participé à la préparation des spécifications de la mise en service, y
compris celles qui démontrent les objectifs de sûreté.
Un lien devrait être clairement établi entre le programme de mise en service et les exigences
relatives au rendement de l’équipement crédité dans les analyses de la sûreté. En outre, la section
devrait montrer, dans le cadre des dernières phases du programme de mise en service, que les
procédures d’exploitation de la centrale (dans des conditions d’exploitation normales et anormales,
et dans les cas d’incident et d’urgence) seront validées avec la participation du futur personnel
d’exploitation, dans la mesure du possible. Il faudrait en particulier décrire le lien entre le
programme de mise en service avant le chargement du combustible et le programme de formation
destiné au personnel accrédité
Les renseignements fournis dans cette section et les sous-sections connexes devraient être assez
détaillés pour démontrer que le programme est complet jusqu’au point du premier chargement de
combustible, et que pris en main par des employés compétents, il pourra être mis en œuvre
progressivement, avec succès et de manière coordonnée, au fur et à mesure que la centrale sera
construite et passera à la phase de mise en service.
Cette section devrait également fournir les renseignements suivants :
1. une description du processus technique à suivre pour gérer la mise en service
2. une confirmation que les essais seront effectués suivant une séquence systématique à partir des
essais pré-opérationnels de chacun des SSC jusqu’aux essais intégrés du rendement de la
centrale
3. une description des activités de vérification et de validation intégrée des systèmes de la centrale
tels que construits en fonction de la conception, qui doivent être effectuées, y compris une
description du plan de vérification et de validation des facteurs humains qui répond aux
attentes de la section 7.16 du document RD-337
65
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
4. une confirmation que le programme prévoit la présence d’employés de l’organisme de
réglementation lors d’essais spécifiés et (ou) des points d’arrêt démarquant les différentes
phases d’autorisation spécifiées dans le programme de mise en service
5. une proposition pour établir un chevauchement dans l’élaboration des procédures de mise en
service et des procédures d’exploitation et d’entretien afin de permettre un transfert efficace
des connaissances à l’organisation responsable de l’exploitation
6. les dispositions proposées, y compris les calendriers et les étapes, pour la validation des
procédures d’exploitation (dans des conditions d’exploitation normales et anormales, et dans
les cas d’incident et d’urgence) qui sera (dans toute la mesure du possible) effectuée dans le
cadre du programme de mise en service et avec la participation du futur personnel
d’exploitation de la centrale
7. une description des essais (y compris des critères d’acceptation) devant être exécutés aux
différentes phases de la mise en service, de façon à démontrer qu’une fois installée, la centrale
respecte les exigences de conception et de sûreté
a. on s'attend à des renseignements détaillés sur la phase A de la mise en service
b. pour les phases ultérieures de la mise en service, une description de haut niveau des
essais accompagnée d'un calendrier et des étapes importantes pour la présentation des
renseignements détaillés sont suffisants
La section 6.2 Description des systèmes, fournit des précisions sur les renseignements à fournir
concernant les essais de mise en service des SSC.
8.4.1
Phases de la mise en service et points de contrôle
Cette sous-section devrait décrire le programme couvrant les activités de mise en service jusqu’au
premier chargement du combustible dans le réacteur, mais en l’excluant. Elle devrait également
indiquer les points de contrôle proposés. La description devrait préciser qu’un examen des résultats
sera effectué à chaque point de contrôle de manière à ce que le demandeur puisse juger si toutes les
conditions préalables nécessaires ont été respectées. Les points de contrôle qui exigent des
approbations réglementaires devraient être indiqués. Pour chaque point de contrôle, le programme
devrait définir les conditions préalables applicables et démontrer la façon dont elles seront
satisfaites de manière adéquate, avec preuves à l’appui.
On peut se servir de certains points de contrôle pour s’assurer que les exigences et attentes des
codes et des normes sont respectées et que la conception est conforme aux exigences
réglementaires. Cette sous-section devrait décrire brièvement les actions qui nécessitent
l’approbation de la CCSN avant le chargement du combustible dans le réacteur. Ces actions sont
les suivantes :
1. la confirmation que la conception, la construction et la mise en service à blanc en appui au
chargement du combustible sont achevées
2. la confirmation d’un nombre suffisant d’employés possédant le niveau de compétence
professionnel et technique nécessaire pour effectuer le chargement du combustible et les
activités subséquentes (p. ex., les opérateurs de la salle de commande doivent être accrédités
avant le chargement du combustible)
3. la mise en place des programmes, des processus et des procédures nécessaires pour soutenir la
conception, la construction, le contrôle des modifications (voir la section 9.10), le chargement
du combustible et les activités subséquentes)
Le programme devrait également indiquer qu’un processus officiel d’assurance de l’achèvement de
la mise en service sera adopté pour les SSC qui sont importants pour la sûreté de la centrale. Ce
processus devrait inclure un examen officiel par le personnel technique du demandeur avant que
66
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RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
l’assurance de l’achèvement de la mise en service ne soit soumise à l’approbation du personnel de
direction de l’exploitant. Les calendriers et les étapes devraient également être compris dans cette
section et couvrir l’élaboration détaillée du reste du programme de mise en service et des points de
contrôle pour le premier chargement de combustible et au-delà.
Les phases du programme de la mise en service devraient être structurées selon ce qui suit :
Phase A :
sert principalement à s’assurer que les systèmes nécessaires pour la sûreté, lorsque le
combustible est chargé dans le réacteur, ont été adéquatement mis en service. Cette
phase devrait être achevée avec succès avant de charger le combustible dans le
réacteur
Phase B :
sert principalement à s’assurer que le combustible est chargé dans le réacteur de
manière sûre et permet également de confirmer que le réacteur est apte à être
démarré, et que toutes les conditions préalables à l’atteinte de la criticité ont été
respectées. Cette phase devrait être achevée avec succès avant de sortir de l’état
d’arrêt garanti
Phase C :
sert principalement à confirmer le comportement du réacteur durant l’approche
initiale à la criticité et durant les essais à faible puissance subséquents, et comprend
les activités qui ne peuvent être exécutées lorsqu’en état d’arrêt garanti
Phase D :
sert principalement à démontrer le comportement du réacteur et des systèmes à des
niveaux de puissance plus élevés, et comprend des activités qui ne pouvaient être
effectuées aux niveaux de puissance de la phase C
8.4.2
Documentation sur la mise en service
Cette sous-section devrait décrire la documentation sur le programme de mise en service qui
couvre les activités de mise en service jusqu’au premier chargement du combustible dans le
réacteur, mais en l’excluant. Les documents devant être présentés incluent :
1. les plans et les procédures de mise en service
2. les spécifications relatives à la mise en service
3. les essais de mise en service (y compris une liste des essais à effectuer aux diverses phases de
la mise en service, la portée et les objectifs des essais, les conditions préalables aux essais, les
méthodes d’essai et leurs critères d’acceptation)
La documentation du programme devrait également comprendre, pour chacun des systèmes, un
document sur les spécifications relatives à leur mise en service, qui définit les exigences découlant
de la conception et des analyses qui devraient être satisfaites pendant les vérifications et les essais
physiques de mise en service.
Pour les activités de mise en service, des rapports officiels de mise en service, comprenant les
résultats et les leçons tirées, et un certificat attestant qu’elles ont été complétées devraient être
présentés.
Cette sous-section devrait également décrire, en termes généraux, la documentation de mise en
service proposée pour le reste du programme de mise en service, depuis le premier chargement du
combustible et au-delà. Elle devrait inclure les calendriers et les étapes prévus pour son élaboration
détaillée et sa réalisation.
67
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
On devrait considérer d’organiser les procédures de mise en service de la centrale en trois niveaux
de précision comme suit :
Niveau 1 :
sert avant tout à intégrer les activités de mise en service des systèmes dans le
calendrier global des activités de la centrale
Niveau 2 :
sert à définir les activités de mise en service et les interfaces connexes
Niveau 3 :
sert à décrire les détails de chaque activité pour leur exécution en chantier
De plus, un ensemble de procédures de mise en service normalisées devrait faire partie du
programme de manière à couvrir les vérifications pré-opérationnelles répétitives sur l’équipement
mécanique, électrique, d’instrumentation et de contrôle.
9.
Exploitation
9.1
Considérations d’ordre général
Le chapitre 9 de la demande devrait décrire les principaux objectifs de la sûreté de l’exploitation de
la centrale tout au long de sa durée de vie. Il devrait décrire, en termes généraux, la structure
organisationnelle, les programmes et les processus de gestion, les services et installations ainsi que
les mesures de promotion et de maintien d’une saine culture de sûreté qui sont prévus pour
atteindre ces objectifs de sûreté.
Les programmes et processus requis pour soutenir l'exploitation de la centrale devraient être
indiqués et décrits. Devraient également être inclus le calendrier et les étapes de leur élaboration et
de leur mise en œuvre, ainsi qu’une explication de leurs interfaces avec la phase de construction.
9.2
Structure organisationnelle de l’exploitant
Une description de l’organisation de l’exploitant (voir la définition de « demandeur » et
d’« exploitant» dans le glossaire) devrait figurer dans cette section. Une brève description
concernant les exigences en matière de dotation et de qualification du personnel proposées pour les
phases de construction, de mise en service et d'exploitation du cycle de vie de la centrale, devraient
également y figurer.
On devrait indiquer les responsabilités des différentes unités organisationnelles pour chacune des
phases. L'approche, les programmes et les processus proposés pour l'acquisition des services, de
même que pour la surveillance et la gestion des entrepreneurs devraient également être abordés. La
description devrait aussi englober l’organisation et les responsabilités des organismes de
surveillance (p. ex. comités de sûreté, comités consultatifs). Cette section devrait démontrer que
l'intégration de toutes les fonctions de gestion nécessaires pour l’exploitation sûre de la centrale,
telles que les fonctions d’élaboration des politiques, d’exploitation, de soutien et d’examen, est
traitée adéquatement. Le rôle prévu pour l’exploitant au cours de la phase de déclassement du cycle
de vie de la centrale devrait être décrit dans cette section en termes généraux, y compris le
calendrier et les étapes prévus pour l’élaboration ultérieure des mesures détaillées nécessaires et de
la documentation à l’appui.
Lorsque le demandeur envisage un système de gestion et une structure organisationnelle différents
pour la phase d’exploitation de la centrale, la demande devrait décrire la transition (ou le transfert
en cas d'utilisation d’un système de gestion de la construction d'un entrepreneur) de la phase
68
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
construction à celle de mise en service et finalement à celle de l'exploitation. La description devrait
inclure le calendrier et les étapes importantes prévus pour l'élaboration et la mise en œuvre du
système de gestion et de la structure organisationnelle.
9.3
Philosophie de la direction
Cette section devrait inclure un énoncé clair de l’engagement du demandeur envers une
exploitation sûre, fiable et efficace de la centrale, conformément à la LSRN, aux règlements
applicables et aux exigences du permis. Elle devrait également comprendre un engagement à
mettre en œuvre et à maintenir un système de gestion viable, assorti de programmes et de processus
connexes, afin d’atteindre cet objectif. La description devrait expliquer comment la direction
entend faire comprendre ses attentes élevées à tout le personnel, au moyen de déclarations
officielles et largement diffusées sur sa vision, sa mission, ses valeurs fondamentales, ses principes
directeurs, sa politique et sa culture de sûreté, ainsi que ses objectifs en matière de rendement.
9.4
Processus de gestion de l’exploitation
Les programmes et processus en place pour gérer les fonctions clés pour la sûreté devraient être
décrits dans cette section. La mise en œuvre d’un bon nombre de ces programmes et de ces
processus commencera pendant les phases de construction et de mise en service de la centrale, et
elle sera complète quand la phase d’exploitation normale de la centrale débutera. Le moment du
début de leur application, ainsi que le moment marquant leur pleine mise en œuvre, devraient être
indiqués dans la description de chacun des processus. S’il est prévu qu’un programme sera mis en
œuvre ultérieurement pour soutenir l'exploitation de la centrale, le demandeur devrait fournir
suffisamment de renseignements pour démontrer de quelle façon son élaboration et sa mise en
œuvre sont prévues, y compris le calendrier et les étapes pertinents. Les renseignements fournis
dans cette section peuvent être divisés en trois grandes catégories, à savoir les programmes et
processus directeurs, de base et de soutien.
La description des programmes et des processus directeurs devrait inclure :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
l’élaboration et la communication des objectifs pour la centrale et des plans pour les atteindre
la supervision des travaux à exécuter
la répartition des ressources humaines et financières
les activités servant à s’assurer d’un nombre suffisant d’employés qualifiés
l’amélioration du rendement humain
le maintien de l’efficacité des processus fonctionnels
Les programmes et les processus de base devraient décrire comment seront exécutées certaines
fonctions clés, comme :
1. l’exploitation de la centrale
2. l’entretien de la centrale
3. le soutien technique pour assurer une fiabilité continue de l’équipement et le maintien de la
configuration technique
Les programmes et les processus « d’exploitation de la centrale » devraient décrire comment
les SSC seront exploités, conformément aux procédures d’exploitation approuvées, en mode
normal d’exploitation, dans des conditions anormales, dans les cas d’incident et dans des
conditions d’accident. La description doit inclure la préparation de l'équipement pour l'entretien, et
la surveillance des SSC afin de confirmer qu’ils continueront à fonctionner comme prévu par la
conception.
69
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Les programmes et les processus « d’entretien de la centrale » devraient décrire comment le
calendrier des travaux d'entretien sera établi et comment ces travaux seront planifiés, y compris
l’exécution des inspections physiques, des ajustements, des réparations et des remises en état, de
façon à ce que les SSC continuent à remplir les fonctions pour lesquelles ils sont conçus, tout au
long de leur durée de vie.
Les programmes et les processus « de soutien technique » devraient décrire des activités comme :
1. la surveillance du rendement des SSC et le règlement des problèmes cernés
2. l’élaboration de programmes d’entretien préventif, l’analyse de leurs résultats et l’exécution
d’ajustements, au besoin
3. l’élaboration et la mise en œuvre de modifications à la conception et (ou) au fonctionnement
des SSC
4. celles servant à obtenir l’assurance que la documentation sur la conception et les analyses est
tenue à jour afin de refléter la configuration d’exploitation actuelle
Les programmes et les processus de soutien devraient décrire comment divers services sont fournis
pour permettre l'exécution efficace des processus directeurs et de base. Ils comprennent, sans s’y
restreindre, les suivants :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
les processus de dotation en ressources humaines
la formation
la santé et la sécurité du personnel
les services environnementaux
le contrôle de la documentation
les services financiers
la gestion des matériaux
les services d’ingénierie
les activités d’autorisation
La description figurant dans cette section devrait également démontrer que tous les renseignements
appropriés relatifs aux programmes ont été intégrés dans les analyses des emplois et des tâches
pour les programmes de formation applicables.
9.5
Procédures d’exploitation
Cette section de la demande devrait fournir les principes établissant le caractère prioritaire de la
sûreté ainsi que l’approche de gestion, les politiques et les lignes directrices de l’exploitant à suivre
pour l'élaboration, la validation et la mise en œuvre des procédures d’exploitation de la centrale
couvrant les conditions d’exploitation normales et anormales, ainsi que les cas d’incidents et
d’urgence. Le demandeur doit citer en référence l’information soumise à la section 9.6, Gestion des
accidents concernant la mise au point de procédures en cas de perturbations et de conditions
d’urgence. La description devrait donner l’assurance que les procédures d’exploitation en
conditions normales permettront d’exécuter les manœuvres de manière sécuritaire dans toutes les
configurations normales d'exploitation , y compris le démarrage, l’exploitation en puissance,
l’arrêt, le refroidissement, les variations de la charge, les transitoires de puissance et les manœuvres
de manutention du combustible, et que l’exploitation sera conforme aux limites et conditions
d’exploitation de la centrale abordées au chapitre 10 Limites et conditions d’exploitation.
Des renseignements suffisants devraient également être soumis pour démontrer que les actions des
opérateurs qui sont nécessaires pour diagnostiquer les événements prévus et imprévus, et y
répondre, seront couvertes de manière appropriée et que l'on aura recours tant aux procédures
70
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
fondées sur les symptômes qu'aux procédures fondées sur les événements. Il faudrait également
aborder dans cette section la manière dont les principes et processus liés aux facteurs humains
seront pris en compte dans l'élaboration et la validation des procédures appropriées
d’administration, d'entretien et d’exploitation.
Il faudrait dans cette section faire des renvois à d’autres parties de la demande liées à la gestion des
accidents, notamment :
1. la section 4.6, Questions liées au site relativement aux plans d’urgence et à la gestion des
accidents
2. la sous-section 5.9.6, Gestion des accidents graves
3. la section 7.6, Accidents graves
4. la section 9.6, Gestion des accidents
5. la section 9.11, Qualification et formation du personnel
6. la section 9.12, Accréditation du personnel
7. le chapitre 12, Préparation aux situations d’urgence
Le calendrier et les étapes de l’élaboration, la validation et la mise en œuvre de toutes les
procédures couvrant les conditions d'exploitation normales et anormales et les cas d’incident et
d’urgence devraient être décrits, et les organisations qui seront mises à contribution dans le cadre
de ces activités devraient être identifiées. Cela devrait comprendre les plans détaillés pour
l'élaboration et la distribution des procédures nécessaires au fonctionnement de l'équipement du
moment où il est transféré de la phase A de la mise en service, aux phases subséquentes de celle-ci
en passant par le chargement de combustible, et pour la préparation des procédures de formation du
personnel.
9.6
Gestion des accidents
Cette section devrait décrire le programme qui sera suivi pour élaborer les procédures
d’exploitation en cas d'urgence et les lignes directrices sur la gestion des accidents graves. Ces
procédures et lignes directrices devraient appuyer l’opérateur lorsqu’il aura à faire face à des
événements prévus et non prévus. Comment l’analyse de la sûreté appuie les procédures
d’exploitation en cas d’urgence et les lignes directrices pour la gestion des accidents graves, devrait
être clairement expliqué. La description devrait démontrer que les points suivants ont été pris en
compte dans l'élaboration (calendrier et étapes inclus) des lignes directrices sur la gestion des
accidents :
1.
2.
3.
4.
les résultats de toutes les analyses d’accident présentés dans la demande
les vulnérabilités de la centrale à de tels accidents qui ont été cernées
les stratégies choisies pour tenir compte de ces vulnérabilités
les mesures prévues pour réduire au minimum la probabilité que des accidents graves ne se
produisent et pour atténuer leurs conséquences s’ils devaient se produire
5. les principes ayant servi à l’élaboration des procédures d’exploitation en cas d’urgence ou
d’autre procédures équivalentes, ainsi que la structure de ces procédures
6. l’information nécessaire pour une gestion efficace des accidents
7. l’approche suivie pour la formation des opérateurs sur la façon de répondre aux accidents, y
compris les exercices au simulateur de la centrale et les exercices en chantier
71
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
La description du programme de gestion des accidents devrait comporter des renseignements de
haut niveau sur :
1. La structure de gestion (incluant le personnel de direction, d’exploitation et de soutien
technique) mise en place pour faire face aux conséquences des accidents graves à l’intérieur et
à l'extérieur de la centrale; et les rôles et les responsabilités de ces personnes
2. les lignes directrices ayant trait aux procédures d’exploitation et aux besoins de formation
3. le protocole gérant les rapports avec le public ainsi qu’avec les organismes de réglementation
ou autres
4. les méthodes d’analyse et les résultats de l’étude de la faisabilité des mesures prévues en cas
d’urgence
Les renseignements présentés concernant le programme de gestion des accidents devraient
démontrer que l’on a adopté une approche systématique pour l’élaboration des lignes directrices sur
la gestion des accidents.
Les renseignements présentés devraient :
1. décrire et justifier l’approche adoptée pour la prévention des accidents graves et l’atténuation
de leurs conséquences
2. démontrer qu’une approche systématique a été adoptée pour l’élaboration des lignes directrices
sur la gestion des accidents
3. répondre aux attentes pertinentes des sections 7.3 et 7.9.3 et des sections 8.5 à 8.10 du
document RD-337
Les renseignements présentés dans cette section doivent être pris en compte dans l’élaboration des
procédures d’exploitation en cas d’urgence, y compris la gestion des accidents graves (section 9.5
Procédures d’exploitation).
Enfin, il faudrait faire des renvois aux autres parties de la demande qui sont liées à la gestion des
accidents, notamment :
1. la section 4.6, Questions liées au site relativement aux plans d’urgence et à la gestion des
accidents
2. la sous-section 5.9.6, Gestion des accidents graves
3. la section 7.6, Accidents graves
4. la section 9.5, Procédures d’exploitation
5. la section 9.11, Qualification et formation du personnel
6. la section 9.12, Accréditation du personnel
7. le chapitre 12, Préparation aux situations d’urgence
9.7
Entretien, surveillance, inspection et essais
Cette section devrait décrire et justifier les programmes et processus que l'exploitant mettra en
œuvre pour déterminer, contrôler, planifier, mettre en application, vérifier et examiner les pratiques
d'entretien, de surveillance, d'inspection et d’essai qui seront en vigueur à la centrale et qui auront
une incidence sur sa fiabilité de même que sur la sûreté nucléaire.
Le programme d'entretien devrait être optimisé au moyen d'une analyse minutieuse des systèmes et
de l'équipement de la centrale, et peut faire appel à une méthode d'entretien axée sur la fiabilité,
dans le cadre de laquelle les activités d'entretien portent une attention particulière aux systèmes et à
l’équipement qui sont critiques pour l'exploitation, la sûreté et la fiabilité de la centrale.
72
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Même si l'entretien, la surveillance, les inspections et les essais sont effectués principalement
pendant la phase d’exploitation du cycle de vie de la centrale, cette section devrait décrire ce qui
devrait être fait à la phase de construction afin de s’assurer que les activités en question peuvent
être exécutées efficacement et sans difficultés une fois la centrale en exploitation. Le programme
de surveillance décrit dans la présente section devrait couvrir adéquatement tous les aspects des
limites et des conditions d’exploitation (LCE) dont il est question au chapitre 10 Limites et
conditions d’exploitation. La fréquence des activités de surveillance devrait se fonder sur une
analyse de fiabilité, une étude probabiliste de sûreté et l'expérience antérieure. Cette section devrait
montrer la viabilité des techniques d'inspection en fonction des exigences de rendement, tout en
tenant compte du principe ALARA.
Cette section devrait également montrer que le programme d'inspection devant être mis en œuvre
pourra démontrer que la centrale répond aux normes spécifiées et respecte les critères d'inspection
adoptés tout en demeurant apte à remplir les fonctions de sûreté requises.
La section devrait décrire l'approche à adopter pour l'élaboration de critères d'acceptation pour le
programme d'inspection des SSC. Parmi les défauts soumis à de tels critères, mentionnons les
défauts sous forme de fissures et les pertes métalliques. Au moment d’établir les critères
d’acceptation, il faudrait tenir compte de la pire combinaison possible des conditions de
chargement prévues par la conception et de la propagation possible d’un défaut, si celui-ci est
soumis à des transitoires de système ou à des conditions environnementales néfastes.
La section devrait également décrire le programme d’essai prévu pour les SSC de la centrale qui
peuvent avoir une incidence sur les fonctions de sûreté de cette dernière, de manière à confirmer
que leur rendement continue d’être efficace. Le programme devrait mettre l'accent sur l'inspection
des systèmes de refroidissement primaires et secondaires, en raison de l'importance que revêt leur
intégrité pour la sûreté de la centrale et de la gravité des conséquences possibles de leur défaillance
Les renseignements fournis dans les sections portant sur le programme de surveillance, le
programme d'inspection ainsi que le programme des essais, devraient comprendre un calendrier
pour chacune des activités entrant dans le cadre de ces programmes ainsi que des étapes de
l'élaboration et de la mise en œuvre des programmes et des processus à appliquer. On devrait
décrire également les processus visant à s'assurer que chaque activité est exécutée conformément
aux échéanciers prévus et que les résultats obtenus pour chacune de ces activités sont examinés en
fonction des critères d'acceptation applicables. Le programme devrait comprendre des examens
périodiques pour s'assurer qu'il continue d'atteindre ses objectifs.
Il faut également citer en référence d’autres parties de l’application qui sont liées à la gestion des
accidents :
1.
2.
3.
4.
9.8
la sous-section 5.9.4, Surveillance, inspection, essais et réparations en service
la section 9.11 Qualification et formation du personnel
la section 9.12 Accréditation du personnel
la section 11.2 Application du principe ALARA
Contrôle chimique
Cette section devrait décrire l'approche fondée sur la recherche des entreprises et sur le retour
d’expérience qui sera utilisée pour le contrôle chimique des systèmes de fluides de la centrale
importants pour la sûreté au cours de la construction et de la mise en service, et au niveau du
programme pour les états d’exploitation..
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
La description devrait inclure des renseignements et fournir des renvois à des documents plus
détaillés pour démontrer comment les objectifs du programme de chimie seront atteints pendant la
construction, la mise en service et l'exploitation. Les renseignements devraient aborder des
questions comme :
1. une politique qui définit les buts et les objectifs du programme de chimie
2. les procédures, spécifications et méthodes de contrôle en matière de chimie et comment on en
fera un suivi à l’aide d’indicateurs de rendement adéquats
3. un programme de surveillance pour faire un suivi de la chimie des systèmes au moyen de
l’échantillonnage et de l’analyse appropriés des systèmes de la centrale
4. des méthodes de gestion des données, y compris des activités adéquates pour dégager les
tendances, évaluer les résultats des analyses et des enquêtes et préparer les rapports afférents
5. des contrôles administratifs pour assurer la conformité aux pratiques de l’industrie, sur le plan
du contrôle des produits sur les lieux de travail
6. un programme de formation adéquat, qui comprend le contenu, des revues périodiques des
besoins, des examens des compétences finales et une évaluation de l'efficacité de la formation
Le calendrier et les étapes des activités d’élaboration et de mise en œuvre à l’égard des questions
qui restent se rapportant au contrôle chimique devraient être fournis.
9.9
Gestion du cœur et manutention du combustible
Cette section de la demande devrait présenter une description de haut niveau des programmes et
processus liés à la gestion du cœur et à la manipulation et au stockage du combustible qui seront
appliqués avant et après le premier chargement de combustible. Cette section devrait être liée et
servir de complément aux sections 9.11, Qualification et formation du personnel, et 9.12,
Accréditation du personnel.
9.10
Contrôle des modifications
Cette section devrait décrire les processus proposés pour déterminer, examiner, approuver,
contrôler, planifier, exécuter, vérifier et documenter les activités liées aux modifications de la
configuration de la centrale, y compris les modifications temporaires et permanentes de la
conception. Les processus devraient prendre en compte l'importance sur le plan de la sûreté des
modifications proposées, y compris les exigences relatives aux approbations par la CCSN,
lorsqu’elles sont nécessaires. Les processus de contrôle des modifications devraient couvrir les
changements apportés à l’installation physique de la centrale, y compris aux logiciels liés à la
sûreté, aux LCE de la centrale ainsi qu’aux procédures importantes de la centrale.
Pour ce qui est des SSC de l'enveloppe sous pression, la section devrait expliquer les mesures qui
ont été prises pour s’assurer que le programme d'assurance de la qualité connexe, de même que ses
processus et procédures de mise en œuvre ainsi que toute modification aux SSC, sont assujetties à
l’approbation d’une agence d'inspection autorisée que la CCSN juge acceptable.
La description devrait également démontrer que les processus de modification et de contrôle établis
feront en sorte que les exigences relatives à la radioprotection seront prises en compte et que les
expositions au rayonnement seront maintenues au niveau le plus bas qu'il soit raisonnablement
possible d'atteindre (ALARA), conformément à la section 11.2 Application du principe ALARA.
Des renseignements devraient également être fournis pour démontrer que des mesures ont été
prises pour s’assurer que des dossiers adéquats et suffisamment complets sur toutes les
modifications de la configuration seront tenus et conservés pendant toute la durée de vie de la
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
centrale, et que les exigences relatives à la gestion de la configuration seront respectées en tout
temps lorsque des modifications seront apportées à la centrale.
9.11
Qualification et formation du personnel
Cette section devrait indiquer les exigences de qualification du personnel de la centrale spécifiques
à chaque emploi ainsi que les programmes de formation mis en place pour acquérir les
qualifications requises. Cette section devrait également décrire les exigences de qualification et de
formation du personnel participant aux différentes phases de la conception de la centrale, de même
que le programme et le calendrier proposés pour le recrutement, la formation et la qualification du
personnel chargé des travaux liés aux phases de la construction, de la mise en service, de
l'exploitation et de l'entretien pendant le cycle de vie de la centrale.
La description devrait démontrer qu'une approche systématique à la formation (ASF) a été et sera
adoptée et utilisée pour gérer les aspects touchant la qualité, la quantité et les ressources associés à
la mise en œuvre du système de formation. Les programmes de formation devront se fonder sur une
analyse des responsabilités et des tâches que comportent les travaux à exécuter, et cette approche
devrait être appliquée à tous les membres du personnel, y compris aux gestionnaires. Les
programmes et les installations de formation, y compris les simulateurs, devraient refléter l'état
actuel de la centrale.
En outre, cette section devrait démontrer que les exigences de qualification définies pour le
personnel de la centrale et les programmes de formation à l’appui offerts sont adéquates. Elle
devrait également montrer que des dispositions ont été prises pour atteindre et maintenir le nombre
requis d’employés possédant le niveau nécessaire de compétence et d'habileté professionnelles,
conformément aux attentes du document d’orientation G-323 Assurer la présence d’un nombre
suffisant d’employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I – Effectif minimal.
La section devrait également décrire le système de documentation établi pour faire le suivi de l’état
de l'élaboration et de la prestation des programmes de formation, ainsi que pour gérer et faire le
suivi des qualifications du personnel et des entrepreneurs. On devrait fournir des explications pour
démontrer comment le personnel de formation acquerra les compétences, les connaissances et les
attitudes requises pour élaborer des programmes de formation à l'intention du personnel de la
centrale. Les technologies qui seront acquises pour appuyer la formation, ainsi que l'approche
adoptée pour assurer le fonctionnement, l'entretien et le soutien de ces technologies tout au long de
leur durée de vie, et les personnes qui seront responsables de ces activités, devraient toutes être
précisées.
Durant sa durée de vie, des modifications seront apportées aux SSC, procédures et règlements de la
centrale qui pourraient avoir un impact sur les programmes de formation de la centrale. Une
explication devrait être fournie pour démontrer comment le service de formation entend s'assurer
que les programmes de formation intégreront les modifications apportées à la centrale et
continueront de refléter l’état actuel de la centrale.
La section devrait également préciser la liste des postes du personnel de la centrale prévus pour
couvrir tous les états de la centrale, ainsi que les différents corps professionnels proposés. Elle
devrait expliquer en termes généraux la manière dont a été effectuée l'analyse reliant ces deux
aspects et comment les employés seront recrutés, leurs compétences, évaluées et les écarts de
rendement qui s’ensuivent seront cernés afin de déterminer le niveau que devrait viser les
programmes de formation. Enfin, la section devrait décrire brièvement les exigences en matière de
qualification et de compétence, qui ont été fixées pour les entreprises à contrat et leur personnel
chargé d’activités se rapportant à la centrale. Si des qualifications et des documents de formation
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
particuliers et détaillés doivent être élaborés ultérieurement, cette section devrait fournir le
calendrier et les étapes proposés pour la réalisation de ces travaux.
9.12
Accréditation du personnel
Cette section devrait décrire le programme et le calendrier établis pour l'accréditation du personnel
requis pour la construction, la mise en service, l'exploitation et l'entretien de la centrale.Dans le cas
des postes exigeant une accréditation, conformément au document d’application de la
règlementation RD-204 intitulé « Accréditation des personnes qui travaillent dans des centrales
nucléaires », cette section devrait décrire brièvement le programme qui sera mis en œuvre pour
satisfaire aux exigences relatives à la formation aux fins d’accréditation. La description devrait
aussi inclure toute autre approche prévue, qui sera mise en œuvre pour obtenir les accréditations
avant le premier chargement de combustible.
Des renseignements indiquant comment les postes chargés des examens et de la formation dans le
cadre du programme d’accréditation seront dotés devraient également être fournis. Cela devrait
comprendre de l’information sur les personnes chargées des activités liées à l’accréditation sur le
simulateur pleine échelle de la centrale. Cette section devrait également décrire comment la
formation aux fins d’accréditation sera liée aux programmes de formation qui sont communs aux
autres membres du personnel ou comment elle s’appuie sur ceux-ci. La formation additionnelle
destinée au personnel accrédité devrait alors être justifiée et expliquée, à l’aide d’une ASF.
Si l'on a prévu faire appel à des personnes ayant déjà accrédité ou possédant de l'expérience pour
combler des postes nécessitant une accréditation, la section devrait montrer qu'une analyse des
écarts de compétences sera effectuée et que les programmes supplémentaires requis seront mis sur
pied et que la formation sera donnée. La formation et l'évaluation du personnel accrédité devraient
couvrir les compétences et les connaissances nécessaires pour exécuter les fonctions requises de
surveillance et de supervision des activités de mise en service. Le programme d'accréditation
devrait prendre en compte les niveaux de dotation du personnel d’exploitation de la salle de
commande au cours de la construction, de la mise en service et de l'exploitation. Il devrait
également comprendre des plans pour doter ces postes assez tôt pour que le personnel choisi
puisse :
1. recevoir la formation requise pour être accrédité
2. perfectionner ses compétences et ses connaissances à l’aide du simulateur pleine échelle de la
centrale
3. participer lorsque nécessaire à la mise en œuvre de parties des programmes de mise en service
4. se familiariser pleinement avec les conditions actuelles d’exploitation de la centrale
Si l’on doit élaborer ultérieurement des documents d’accréditation particuliers et détaillés, la
section devrait présenter le calendrier et les étapes proposés pour la réalisation de ce travail.
9.13
Simulateur pleine échelle
Cette section devrait décrire le simulateur pleine échelle qui sera utilisé à la centrale. Elle devrait
contenir des renseignements montrant comment le simulateur répond aux attentes de la section 15
du document RD-204. La manière dont le simulateur sera utilisé pour appuyer la mise en service
devrait également être décrite.
76
Août 2011
9.14
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Rendement en matière de sûreté
Cette section devrait démontrer l'engagement du demandeur à promouvoir et à soutenir l'excellence
en ce qui a trait au rendement en matière de sûreté, y compris le rendement humain, à tous les
niveaux de l'organisation. Par rendement humain, on devrait entendre les résultats de tous les
comportements humains et de toutes les fonctions et actions exécutées par des personnes dans
l'environnement de la centrale; il devrait refléter la capacité du personnel et de la direction à
satisfaire au rendement établi pour la centrale dans les diverses conditions d’exploitation de celleci.
Cette section devrait décrire les programmes qui visent à améliorer de façon continue le rendement
humain, à prendre des mesures pour cerner ses faiblesses et à éliminer les causes fondamentales
des événements dont l’origine est liée au rendement humain. Les plans pour l’élaboration et la mise
à jour de ces programmes devraient être inclus dans cette section.
Cette section devrait démontrer que le demandeur reconnaît que la culture de sûreté est fondée sur
une acceptation véritable de l’importance de la sûreté et sur un code de conduite qui reflète des
valeurs de sûreté communes à tous. Par conséquent, le demandeur devrait s’engager à :
1. s’assurer que le personnel possède une compréhension commune des aspects clés de la culture
de sûreté
2. fournir aux personnes et aux équipes les moyens leur permettant d’effectuer leurs tâches en
toute sécurité et avec succès en renforçant l’apprentissage et en adoptant une attitude propice à
la remise en question
3. fournir les moyens par lesquels l’organisation cherche continuellement à perfectionner et à
améliorer le rendement en matière de sûreté
Cette section devrait reconnaître la responsabilité du demandeur à établir et à promouvoir les
principes pertinents en matière de sûreté qui servent d’orientation pour la prise de décision et les
comportements, notamment les suivants :
1. tout le monde a un rôle à jouer en matière sûreté nucléaire
2. tous les membres du personnel reconnaissent clairement l’importance d’exécuter le travail de
manière sécuritaire
3. le leadership en matière de sûreté est clairement défini au niveau de la direction
4. les dirigeants montrent leur engagement à l’égard de la sûreté
5. les responsabilités à l’égard de la sûreté sont clairement définies au niveau du travail
6. la sûreté nucléaire fait constamment l’objet d’examens
7. la prise de décision reflète la sûreté avant tout
8. la sûreté est une partie intégrale de toutes les activités
9. la sûreté est inculquée par l’apprentissage continu et la rétroaction de l’expérience
10. la confiance et les communications ouvertes règnent dans toute l’organisation
11. on y cultive une attitude propice à la remise en question
12. l’apprentissage organisationnel est accepté de tous
Enfin, cette section devrait montrer clairement de quelle façon le demandeur entend présenter,
promouvoir et évaluer les principales caractéristiques d'un bon rendement en matière de sûreté de
la part de tout le personnel travaillant à la centrale, y compris les entrepreneurs. Si on envisage
d’élaborer ultérieurement des documents détaillés particuliers sur le rendement en matière de
sûreté, cette section devrait fournir le calendrier et les étapes proposés pour la réalisation des
travaux.
77
Août 2011
9.15
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Rétroaction sur l’expérience d’exploitation
Cette section devrait décrire comment le programme de rétroaction sur l’expérience d’exploitation
a été mis en œuvre au cours de l'évaluation de l'emplacement et de la conception, et comment il
continuera de l’être au cours des phases de construction, de mise en service et d'exploitation du
cycle de vie de la centrale. La description devrait expliquer comment le programme a traité et
traitera de la façon dont les incidents et les événements sont reconnus, consignés, étudiés et
signalés à l'interne et à l'organisme de réglementation, et comment on s’en servira pour promouvoir
un meilleur rendement en matière de sûreté chez le personnel et améliorer celui de la centrale. La
section devrait démontrer que les programmes et les analyses portant sur les causes fondamentales
des incidents et des événements prendront en compte les facteurs techniques, organisationnels et
humains, et que les dispositions nécessaires ont été prises pour analyser et signaler les événements
de moindre importance et ceux évités de justesse.
Cette section devrait également démontrer que le programme de rétroaction a couvert, et couvrira,
la rétroaction de l’expérience d’exploitation pertinent d’autres centrales, y compris la détermination
des problèmes génériques et la mise en œuvre de mesures d'amélioration, au besoin. Elle devrait
également indiquer le nombre d'employés formés dans l'analyse des causes fondamentales, et
chargés de mener de telles analyses, ainsi que la dotation générale dans ce domaine. Enfin, elle
devrait expliquer comment seront réalisées la collecte, l'analyse et la diffusion de la rétroaction sur
l’expérience d’exploitation autre que celle liée aux événements (p. ex. les bonnes pratiques
observées, les leçons apprises lors des séances d’information après les travaux). Si l'on envisage
d’élaborer ultérieurement des documents détaillés particuliers sur l’expérience d’exploitation, on
devrait fournir le calendrier et les étapes proposés pour la réalisation des travaux.
9.16
Dossiers et documents
Cette section devrait décrire les dispositions prévues pour gérer la configuration de la centrale et
pour conserver tous les documents et les dossiers requis. Elle devrait comprendre des
renseignements concernant les mesures pour la création, la réception, la classification, le contrôle,
l'entreposage, le retrait, la mise à jour, la révision et la suppression des documents et des dossiers
qui ont trait aux activités concernant la centrale, tout au long de son cycle de vie. Elle devrait
également couvrir les mesures devant être prises en matière de documentation pour la gestion des
déchets et le déclassement de la centrale. Si l'on doit élaborer ultérieurement des documents
détaillés particuliers sur la documentation et les dossiers, cette section devrait fournir le calendrier
et les étapes proposés pour la réalisation des travaux.
9.17
Les arrêts
Cette section devrait décrire l'approche et les dispositions pertinentes qui sont proposées pour
l'exécution des arrêts périodiques du réacteur, en fonction du cycle d'exploitation et d'autres
facteurs. Le demandeur devrait donner un aperçu de l'approche relative aux ressources humaines
qui doit être appliquée dans le cadre des activités d'arrêt, y compris la gestion des qualifications des
travailleurs ainsi que des travaux à exécuter. Une description des politiques, des programmes, des
processus et des procédures régissant les divers aspects des arrêts, ainsi qu'un calendrier et les
étapes prévus pour leur élaboration et leur mise en œuvre, devraient être inclus dans cette section.
78
Août 2011
10.
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Limites et conditions d’exploitation
10.1
Considérations d’ordre général
Le chapitre 10 de la demande devrait décrire les limites et les conditions d’exploitation (LCE) de la
centrale. Les renseignements fournis peuvent l’être entièrement dans ce chapitre ou dans un ou des
documents distincts cités en référence dans ce chapitre. Quelle que soit l’approche utilisée, il
faudrait démontrer que les LCE ont été déterminées et élaborées en suivant une démarche
systématique à partir de la conception et du dossier de sûreté (y compris l’analyse de la sûreté). La
description devrait satisfaire aux attentes formulées à la section 4.3.3 du document RD-337.
Les LCE devraient accompagner les renseignements sur la conception de la centrale et être utilisées
pour établir et dispenser les programmes de formation, de qualification et d’accréditation du
personnel de la centrale.
Le chapitre devrait fournir des renseignements détaillés sur l’enveloppe d’exploitation sûre de la
centrale, et présenter l’ensemble des limites et conditions qui peuvent être surveillées par le
demandeur, ou en son nom, et qui seront contrôlées par ce dernier et à l’intérieur desquelles la
centrale devrait être exploitée de manière à assurer sa conformité avec le dossier de sûreté (y
compris l’analyse de la sûreté) qui constitue le fondement d’autorisation pour l’exploitation d’un
réacteur.
Ce chapitre devrait décrire les directives explicites, clairement liées au dossier de sûreté de la
centrale, qui seront publiées pour s’assurer que la centrale sera exploitée en tout temps
conformément aux LCE, de sorte qu’elle ne représentera pas un risque indu pour l’environnement,
ni pour la santé et la sécurité des travailleurs ni pour le public.
Ce chapitre devrait expliquer le motif qui justifie l’adoption de chaque LCE (compensant par le
même coup pour toute incertitude associée à l’analyse de la sûreté) et fournir tout renseignement
général pertinent qui s’applique. Elle devrait également indiquer les dispositions qui ont été prises
pour modifier les LCE au besoin, y compris les changements nécessaires suite à des essais
effectués pendant la phase de mise en service de la centrale.
La description des LCE devrait indiquer les valeurs numériques des paramètres et des conditions
d’exploitation limitatifs des systèmes et des composants. Les exigences correspondantes ayant trait
à la surveillance, à l’entretien et aux réparations qui visent à s’assurer que ces paramètres
demeurent dans des limites acceptables et que les systèmes et composants sont en état de
fonctionner, devraient aussi être précisées. S’il y a lieu, ces renseignements devraient être étayés au
moyen d’une étude probabiliste de sûreté (EPS). Ce chapitre devrait également préciser et
expliquer comment, dans certaines circonstances, des aspects administratifs essentiels, comme
l’effectif minimal par quart, les heures de travail et la fréquence des examens internes, ont été
couverts dans des LCE particulières.
Enfin, les mesures prévues dans l’éventualité où les LCE de la centrale ne seraient pas respectées,
devraient être clairement établies et décrites dans le présent chapitre.
79
Août 2011
11.
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Radioprotection
11.1
Considérations d’ordre général
Le chapitre 11 de la demande devrait décrire la politique, la stratégie, les méthodes et les
dispositions de conception prises en matière de radioprotection. Les expositions aux rayonnements
prévues sur les lieux de travail, en mode normal d’exploitation ainsi que lors ’incidents de
fonctionnement prévus, devraient être également expliquées, y compris un aperçu des mesures pour
éviter et limiter de telles expositions.
La description devrait comprendre un bref sommaire des façons dont les mesures prises en matière
de radioprotection ont été intégrées à la conception de la centrale, ou faire référence à d’autres
chapitres de la demande qui renferment ces renseignements. Des précisions devraient êtres fournies
sur la manière dont les mesures de protection fondamentales relativement au temps, à la distance et
au blindage ont été prises en considération. Ce chapitre devrait également démontrer que des
dispositions appropriées relativement à la conception et à l’exploitation ont été prises pour réduire
au minimum le nombre de sources de rayonnement et le nombre d’endroit où on en retrouve dans
la centrale.
11.2
Application du principe ALARA
Cette section devrait décrire la politique relative au principe ALARA (au niveau le plus bas qu’il
soit raisonnablement possible d’atteindre) décrit dans le document G-129 (ré. 1) Maintenir les
expositions et les doses « au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre
(ALARA) » et comment il est appliqué. Le taux annuel estimé d’occupation des zones de
rayonnement de la centrale en mode normal d’exploitation, ainsi que le nombre d’incidents de
fonctionnement prévus par année, devraient être indiqués. L’approche suivie, commençant par la
conception de la centrale, devrait répondre aux objectifs en matière de radioprotection énoncés à la
section 4.1.1 du document RD-337, et il devrait être démontré que :
1. les doses de rayonnement découlant de l’exploitation de la centrale seront réduites au moyen de
mesures de radioprotection, à des niveaux tels que les coûts d’autres mesures relatives à la
conception, à la construction et à l’exploitation ne seraient pas justifiées par la diminution
prévue des doses de rayonnement
2. des questions, comme le fait d’éviter que les travailleurs se trouvent dans des zones où ils sont
exposés à des rayonnements pendant de longues périodes, ont été dûment prises en compte
dans la conception
3. le principe ALARA est appliqué dans les activités d’exploitation et d’entretien de la centrale
afin de réduire davantage l’exposition sur les lieux de travail, dans toute la mesure du possible
4. la nécessité pour les travailleurs de se trouver dans des zones de la centrale où ils peuvent
recevoir de fortes doses de rayonnement a été examinée et justifiée
11.3
Sources de rayonnement
Cette section devrait préciser et décrire toutes les sources de rayonnement sur le site (voir le
chapitre 14 Gestion des déchets radioactifs et des déchets dangereux), en tenant compte des
sources confinées et fixes, de la possibilité d’événement de criticité hors du réacteur (résultant de la
manipulation inadéquate du combustible enrichi) et des sources pouvant entraîner la présence de
matières radioactives dans l’air. La description devrait aussi couvrir toutes les voies d'exposition
possibles.
80
Août 2011
11.4
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Caractéristiques de conception en matière de radioprotection
Cette section devrait décrire les caractéristiques de la conception de l’équipement et de la centrale
qui contribuent à la radioprotection contre les sources décrites à la section 11.3 Sources de
rayonnement. Elle devrait démontrer, conformément aux attentes formulées à la section 8.13 du
document RD-337, que des dispositions adéquates ont été prises dans la conception et le plan
d’aménagement de la centrale afin de réduire les doses et les rejets radioactifs de toutes sources. De
telles dispositions devraient inclure une conception adéquate des SSC, de façon à réduire les
expositions au rayonnement pendant toutes les activités à la centrale tout au long de sa durée de
vie. Les activités qui n’entraînent aucun avantage significatif devraient être éliminées. Les
exemples de telles dispositions comprennent la conception des structures de travaux civils, le
système de ventilation qui réduit au minimum le mouvement de l’air depuis les zones à forte
concentration des matière radioactives vers celles à faible concentration, le blindage contre les
rayonnements, et d’autres mesures d’atténuation pour les zones où des travaux d’entretien doivent
être effectués et où des opérateurs doivent intervenir en cas d’accident.
S’il y a lieu, cette section devrait faire référence à la section 11.6 Programme de radioprotection, et
au chapitre 6, Conception des structures, des systèmes et des composants de la centrale.
Les principes de radioprotection qui ont été pris en compte dans la conception devraient être
indiqués dans la description. Ils devraient inclure, par exemple, ce qui suit :
1. personne ne recevra de doses de rayonnement qui dépassent les limites réglementaires par suite
de l’exploitation de la centrale en mode normal
2. les expositions sur les lieux de travail respecteront le principe ALARA
3. toutes les mesures pratiques seront prises pour prévenir des accidents ayant des conséquences
radiologiques et pour réduire au minimum les conséquences radiologiques de tout accident
Les limites de doses de rayonnement faisant partie des spécifications de la conception de la centrale
devraient aussi être indiquées dans cette section, y compris celles qui ont trait aux niveaux de doses
prévus pour les travailleurs et les membres du public du fait de l'exploitation de la centrale pendant
toute sa durée de vie.
11.5
Surveillance des rayonnements
Cette section devrait décrire les dispositions qui ont été prises pour assurer la surveillance de toutes
les sources significatives de rayonnement, pendant toutes les activités, tout au long du cycle de vie
de la centrale. Les renseignements fournis devraient justifier la justesse des dispositions relatives à
la surveillance afin de couvrir les différents états d’exploitation, les accidents de dimensionnement
et les accidents hors dimensionnement et, s’il y a lieu, les accidents graves. De plus, et pour
appuyer la section 6.11 Systèmes de manutention et de stockage du combustible et la section 11.3
Sources de rayonnement, la surveillance se rapportant à la criticité hors cœur devrait être couverte,
y compris les systèmes d'alarme en cas d’accidents de criticité qui respectent les normes
applicables du secteur nucléaire.
11.6
Programme de radioprotection
Cette section devrait décrire le programme de radioprotection établi pour la centrale, et, de façon
détaillée l’organisation administrative, l’équipement, l’instrumentation et les installations, ainsi que
les procédures mises en place à l’appui du programme. Elle devrait montrer que le programme de
radioprotection maintiendra les doses au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible
d’atteindre (voir la section 11.2 Application du principe ALARA), grâce au contrôle qu’exerce la
81
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
direction sur les pratiques de travail, à la qualification et à la formation du personnel, au contrôle de
l’exposition au rayonnement du personnel et du public et à la planification en fonction de situations
inhabituelles. Elle devrait également démontrer que le programme de radioprotection est fondé sur
une évaluation du risque qui tient compte du lieu et de l'importance de tous les dangers de
rayonnement dans la centrale et qui aborde des questions telles :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
12.
la classification des zones de travail et le contrôle d’accès
les règles locales et la supervision du travail
la surveillance des personnes et des lieux de travail
la planification du travail et les permis de travail
les vêtements et l’équipement de protection
les installations, le blindage et l’équipement
l’optimisation de la protection
la réduction des sources
la formation
les dispositions prises pour répondre aux urgences
Préparation aux situations d’urgence
12.1
Considérations d’ordre général
Le chapitre 12 de la demande devrait décrire les préparatifs qui ont été faits pour s’assurer que la
réponse à toute situation d’urgence qui pourrait survenir à la centrale, pendant sa durée de vie, sera
mise en œuvre de manière sûre et efficace. Les renseignements fournis devraient montrer que les
exigences énoncées au paragraphe 24(4) de la LSRN et à l’alinéa 5i) du Règlement sur les
installations nucléaires de catégorie I ont été respectées, et que les dispositions prises à la centrale
seront conformes aux attentes formulées dans le document G-225, Planification d'urgence dans les
installations nucléaires de Catégorie I, les mines d'uranium et les usines de concentration
d'uranium et le document RD-353 Mise à l’épreuve des mesures d’urgence.
Cette section devrait fournir des précisions sur les politiques, les programmes et les procédures en
matière de préparation aux situations d’urgence qui s’appliquent aux activités associées au permis
de construction. En outre, la demande devrait comprendre des renseignements généraux se
rapportant à l’ensemble des activités de préparation aux situations d’urgence pour les phases
d’exploitation et de déclassement de la centrale, y compris un calendrier pour la présentation des
renseignements détaillés sur la préparation aux situations d’urgence pour ces phases.
Si la demande se rapporte à un site où se trouve déjà une installation nucléaire de catégorie I, toute
modification au plan d'intervention d'urgence de ce site sera traitée dans le cadre du permis déjà en
vigueur.
13.
Protection de l’environnement
13.1
Considérations d’ordre général
Cette section devrait décrire l’approche qui sera adoptée pour évaluer les incidences que pourrait
avoir la centrale sur l’environnement tout au long de sa durée de vie, de sa construction à son
déclassement.
L’évaluation des incidences environnementales devrait aboutir à l’élaboration d’un ensemble de
politiques, de programmes et de procédures de protection environnementale pour la centrale,
82
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
lesquels sont fondés sur une évaluation quantitative des risques environnementaux (ERE). Ces
politiques, programmes et procédures devraient répondre, mais sans s’y limiter, aux attentes
énoncées dans les documents d’application de la réglementation P-223, Protection de
l’environnement, S-296, Politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement
aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, et
G-296, Élaboration de politiques, programmes et procédures de protection de l’environnement aux
installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium.
Un système de gestion environnementale (SGE) s’appuyant sur la norme ISO 14001 : 2004,
Systèmes de management environnemental, Organisation internationale de normalisation [9],
devrait être élaboré. Les renseignements fournis devraient démontrer que les exigences relatives à
la protection de l’environnement contenues dans la LSRN, ses règlements et toute autre loi
canadienne sur la protection de l’environnement, ont été respectées.
Les stratégies de protection de l’environnement décrites dans la demande devraient être axées sur
des mesures de contrôle ou de prévention qui reflètent des principes d’évitement, de précaution et
de prévention. Ces stratégies devraient démontrer que l’accent a été mis sur la modération ou la
prévention de la cause ou de la source d’un effet ou d’une séquence d’effets, avant d’envisager la
manière d’annuler ou de compenser un effet une fois qu’il est survenu.
La demande devrait indiquer que là où la prévention des effets ne peut être assurée, ou encore que
l’efficacité des mesures d’atténuation est incertaine, l’approche suivie dans la centrale comprendra
davantage de mesures d’atténuation sous la forme de mesures d’urgence, y compris le
déclenchement du plan des mesures d’urgence.
Dans les cas où des documents particuliers concernant des dispositions en vue de la gestion des
aspects environnementaux qui ne font pas partie des programmes de protection de l’environnement
et seront élaborés ultérieurement, le calendrier et les étapes proposés pour la réalisation des travaux
devraient être fournis dans cette section et dans chacune des sections suivantes de ce chapitre.
La demande devrait inclure des précisions sur les politiques, programmes et procédures en matière
d’environnement qui s’appliquent aux activités associées au permis de construction. Elle devrait
également comprendre des renseignements génériques liés à l’ensemble des effets
environnementaux découlant de l’exploitation et du déclassement de la centrale, y compris un
calendrier de présentation de renseignements détaillés concernant ces effets sur l’environnement.
13.2
Incidences radiologiques
Cette section devrait cerner et décrire tous les aspects radiologiques des activités sur le site qui
pourraient entraîner des effets environnementaux, incluant l’exposition des membres de la
population, tout au long de la durée de vie de la centrale, de sa construction à son déclassement.
Cette section devrait, en particulier, expliquer les mesures qui seront prises pour déceler les rejets
radioactifs sous forme solide, liquide et gazeuse dans l’environnement, et devrait indiquer
comment les effluents seront gérés pour assurer la conformité avec le principe ALARA. Cette
section devrait :
1. citer les limites prescrites et préciser les objectifs d’exploitation relatifs aux rejets dans les
effluents solides, liquides ou gazeux, ainsi que les mesures prévues pour se conformer à ces
limites
2. décrire le régime de surveillance hors site des niveaux de contamination et de rayonnement
dans les différentes composantes de l’environnement avoisinant, ainsi que les méthodes
prévues pour estimer les doses de rayonnement aux membres de la population
83
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
3. indiquer les méthodes prévues pour préparer, conserver et archiver des dossiers sur les rejets
radioactifs émanant du site sur une base régulière
4. décrire les programmes de surveillance et les systèmes d’alarme dédiés aux rejets qui sont
nécessaires pour répondre dans les cas de rejet radioactif imprévu ainsi que les dispositifs
automatiques devant être en place pour interrompre de tels rejets, s’il y a lieu
5. décrire les mesures qui seront prises pour mettre les données appropriées à la disposition des
autorités et du public
Cette section devrait également donner des précisions sur l’approche adoptée pour déterminer les
effets, sur l’environnement et les membres de la population, des rejets radioactifs dans
l’environnement sous forme solide, liquide et gazeuse.
13.3
Aspects non radiologiques
Cette section devrait décrire tous les aspects non radiologiques des activités sur le site qui
pourraient entraîner des effets environnementaux, y compris l’exposition de membres de la
population, tout au long de la durée de vie de la centrale, de sa construction à son déclassement.
Cette section devrait, en particulier, expliquer les mesures qui seront prises pour reconnaître les
rejets potentiels ou prévus de substances dangereuses dans l’environnement et pour déterminer tout
effet physique sur le biote, comme l’érosion et l’entraînement ou la perte d’habitat. Les
renseignements fournis devraient également comprendre :
1. la nature des rejets chimique et physique possibles, ainsi que leurs effets chimiques et
physiques potentiels
2. les limites prescrites et les objectifs d’exploitation établis pour ces rejets, et les mesures prises
pour se conformer à ces limites
3. des précisions concernant le régime de surveillance hors site des substances dangereuses et des
effets physiques qu’elles entraînent
4. des précisions concernant les systèmes d’alarme requis pour répondre aux rejets imprévus
5. les mesures qui seront prises pour mettre les données appropriées à la disposition des autorités
et de la population
13.4
Mesures de prévention et de contrôle
Cette section devrait décrire toutes les mesures de prévention et de contrôle qui seront prises pour
protéger l’environnement tout au long de la durée de vie de la centrale, de sa construction à son
déclassement. En se référant à la section 6.13 Systèmes de traitement des déchets radioactifs et des
déchets dangereux, cette section devrait démontrer que les meilleures technologies disponibles et
réalisables sur le plan économique ont été intégrées dans la conception de la centrale en vue :
1. de prévenir ou de réduire au minimum les rejets contrôlés de contaminants (p. ex., les
radionucléides, les substances dangereuses ou la pollution thermique) dans l’environnement
2. de prévenir les rejets incontrôlés dans l’environnement de substances radioactives ou
dangereuses sous forme solide, liquide et gazeuse
3. d’atténuer les effets physiques comme l’érosion et l’entraînement du biote
Cette section devrait préciser l’ensemble des normes, lignes directrices ou critères qui ont été
appliqués à l’égard des mesures de prévention et de contrôle pour protéger l’environnement contre
les rejets de la centrale, et devrait également décrire :
1. les mesures de prévention et de contrôle prises pour protéger l’environnement, y compris leur
rendement prévu
84
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
2. les SSC de la centrale qui contribuent de façon importante aux mesures de prévention et de
contrôle
3. le programme d’entretien établi pour assurer l’efficacité continue des mesures de prévention et
de contrôle
4. les systèmes d’alarme devant être installés pour permettre d’intervenir en cas de défaillance des
mesures de prévention et de contrôle
5. les dispositions prévues pour mettre les renseignements ou données appropriés à la disposition
de la population
13.5
Programme de surveillance des effluents
Cette section devrait décrire le programme de surveillance des effluents de la centrale, lequel sera
l’indicateur principal du rendement de la centrale pour ce qui est des rejets dans l’air, dans les eaux
de surface, dans les eaux souterraines et dans le sol, attribuables à l’exploitation de la centrale ou
aux activités de gestion des déchets. Le programme devrait englober toutes les activités prévues
relativement à la surveillance des rejets de substances radioactives et dangereuses pouvant
entraîner des effets sur l’environnement, de la construction jusqu’au déclassement. Il devrait
également documenter et intégrer toutes les opérations routinières d’échantillonnage, de mesure et
d’analyse des substances radioactives et dangereuses exécutées sur le site, ainsi que tous les
paramètres physiques connexes.
Le programme décrit dans cette section devrait comprendre des précisions pour :
1. expliquer les critères établis pour identifier les substances radioactives et dangereuses qui
seront surveillées, et les limites de détection qui seront définies pour vérifier le rendement des
mesures de prévention et de contrôle prises pour gérer les rejets
2. inclure un inventaire des radionucléides et des produits physico-chimiques qui pourraient être
rejetés dans l’environnement
3. clarifier les limites prescrites (p. ex., les doses au public, les limites de rejet dérivées (LRD),
les seuils d'intervention et les limites de déversement), et les objectifs d’exploitation
concernant les rejets et l’atténuation des effets physiques
4. décrire les systèmes d’alarme mis en place pour permettre de répondre à tout rejet imprévu
(voir la section 6.13)
5. inclure les objectifs de disponibilité des différents dispositifs de surveillance, et décrire le
programme d’entretien pour assurer un rendement continu de l’équipement de surveillance en
fonction de ses objectifs de disponibilité (voir la section 6.13)
6. inclure un document sur les qualifications du personnel et la formation qui décrit le programme
de formation à l’intention du personnel et des entrepreneurs participant à la mise en œuvre de
ce programme
7. décrire les documents d’assurance et de contrôle de la qualité auxquels il faut se conformer au
moment d’exécuter des tâches définies de surveillance
8. décrire le document contenant les méthodes d’analyse ainsi que les procédures
d’échantillonnage, d’étalonnage de l’équipement et de la gestion des données
9. décrire le document du processus de vérification et d’examen qui donne un aperçu du
processus de vérification pour chacun des éléments du programme de surveillance des effluents
13.6
Programme de surveillance environnementale
Cette section devrait décrire le programme de surveillance environnementale (PSE) qui couvre
toutes les activités de surveillance environnementale sur le site tout au long de la durée de vie de la
centrale, de sa construction à son déclassement. Le programme devrait se fonder sur le niveau de
risque que représentent les rejets prévus de substances dans l’environnement provenant de la
85
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
centrale et devrait intégrer et documenter toutes les activités d’échantillonnage, de mesure et
d’analyse des substances radioactives et dangereuses, ainsi que tous les paramètres physiques et
biologiques connexes.
Le principal objectif du PSE dans son ensemble est de recueillir des données afin de pouvoir
démontrer que les contrôles en vigueur à la centrale fonctionnent efficacement afin de prévenir des
risques excessifs pour la santé publique et l’environnement, et de confirmer que les effets de la
centrale sur l’environnement et les doses de rayonnement aux membres de la population demeurent
en deçà des limites réglementaires applicables. Le PSE devrait documenter tous les voies,
contaminants et paramètres importants, ainsi que leur pertinence pour la protection de
l’environnement, de la population et du biote et devrait comprendre les cinq parties suivantes :
1. un document de conception qui décrit le cadre structurel, les composantes de la surveillance
environnementale et les justifications connexes pour le PSE et qui comprend
a. une description des objectifs et la justification des activités de surveillance
b. la méthodologie et les critères servant à déterminer les substances radioactives et
dangereuses ainsi que les paramètres physiques et biologiques qui requièrent une
surveillance
c. la fréquence de l’échantillonnage et des analyses
d. les points d’échantillonnage
e. les milieux environnementaux à échantillonner
f. les limites de la détection analytique
g. les indicateurs et les objectifs de rendement, et les seuils d’intervention
h. le plan des mesures correctives à appliquer si les seuils d’intervention sont dépassés ou
les objectifs de rendement ne sont pas atteints
2. un document sur les qualifications et la formation du personnel qui donne les grandes lignes du
programme de formation à l’intention du personnel et des entrepreneurs participant à la mise en
œuvre de ce programme
3. un document d’assurance et de contrôle de la qualité des activités sur le terrain ou en
laboratoire qui décrit les activités particulières de planification, surveillance et contrôle des
tâches définies exécutées sur le terrain ou en laboratoire
4. un document qui décrit les méthodes d’analyse ainsi que les procédures d’échantillonnage,
d’étalonnage de l’équipement et de la gestion des données
5. un document sur les processus de vérification et d’examen qui décrit le processus de
vérification pour chacun des éléments du programme de surveillance environnementale
13.7
Système de gestion environnementale
Cette section devrait décrire le système de gestion environnementale (SGE) établi pour assurer la
protection de l’environnement tout au long de la durée de vie de la centrale, de sa construction à
son déclassement. Toutes les activités qui sont effectuées à l’installation (décharges, émissions,
démarrages, arrêts, etc.) et qui peuvent interagir avec l’environnement (aspects environnementaux),
devraient être déterminées et documentées, et l’élaboration, la mise en œuvre et le maintien
du SGE devraient être basés sur leur gestion et leur importance.
Cette section devrait décrire les dispositions prises dans le cadre du SGE pour contrôler les rejets
de substances radioactives et dangereuses dans l’environnement, réduire la production de déchets
de même que prévenir et atténuer les effets environnementaux négatifs. Les mesures d’atténuation
devraient comprendre un programme propre au site de préparation et d’intervention en cas
d’urgence environnementale. Le SGE devrait être élaboré et documenté conformément aux critères
86
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
contenus dans la norme ISO-14001 : 2004 [9] et le document S-296 et devrait comprendre les
principaux éléments suivants :
1.
2.
3.
4.
5.
6.
les exigences d’ordre général
la politique environnementale
la planification
la mise en œuvre
les vérifications et le contrôle
les examens par le personnel de la direction.
Le document G-296 a été élaboré pour aider les demandeurs de permis à préparer ces politiques,
procédures et programmes en matière d’environnement.
14.
Gestion des déchets radioactifs et des déchets dangereux
14.1
Considérations d’ordre général
Ce chapitre devrait cerner les principales sources de déchets radioactifs et dangereux sous forme
solide, liquide et gazeuse, et devrait fournir des estimations de leur taux de production,
conformément aux exigences de conception de la centrale (voir la section 6.13Systèmes de
traitement des déchets radioactifs et des déchets dangereux). Les mesures prévues pour assurer la
gestion sûre de ces déchets pendant la durée de vie de la centrale, depuis la construction jusqu’au
déclassement, devaient également être décrites et justifiées. Ce chapitre se rapporte à la gestion des
déchets radioactifs à l’intérieur de l’installation (c.-à-d., bâtiment du réacteur et autres bâtiments
auxiliaires connexes).
Durant la construction et la phase A de la mise en service de la centrale, en particulier, il est
probable que les déchets à gérer consisteront uniquement en des déchets dangereux (non
radioactifs). Cela ne signifie pas que ces déchets devraient être perçus comme étant d’une
importance négligeable. Ce chapitre (et d’autres chapitres, s’il y a lieu) devrait fournir des
renseignements clairs sur la façon dont tous les déchets dangereux seront gérés.
Les mesures décrites devraient répondre aux attentes énoncées dans les documents d’application de
la réglementation suivants de la CCSN :
1. la politique P-290 Gestion des déchets radioactifs, qui décrit la philosophie qui sous-tend
l’approche de la CCSN pour la réglementation de la gestion des déchets radioactifs ainsi que
les principes qui sont pris en compte lorsqu’il y a des décisions réglementaires à prendre
2. la section 8.11 du document RD-337, qui traite de la conception des systèmes de contrôle et de
traitement des déchets
3. la section 7.21 du document RD-337, qui prend en considération les facteurs humains
Ce chapitre devrait expliquer de quelle façon, dans toute la mesure du possible, la génération de
déchets radioactifs sera réduite au minimum à la source, par la mise en application de méthodes
comme :
1.
2.
3.
4.
la substitution de produits
le contrôle des sources
l’utilisation de différentes technologies
les mesures de conception
87
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
5. les dispositions concernant la sécurité, les procédures d’exploitation
6. le déclassement
Des renseignements devraient également être fournis sur :
1. les caractéristiques des taux d’accumulation et des quantités
2. les conditions et les formes des déchets radioactifs selon les divers états d’agrégation et les
niveaux de radioactivité dans des conditions normales et anormales d’exploitation et dans des
conditions d’accident
3. les méthodes et les moyens techniques employés pour le traitement et (ou) le conditionnement,
la manutention, le stockage et le transport des déchets (voir section 11.3 Sources de
rayonnement)
Cette section devrait traiter des options qui s’offrent pour une gestion sûre des déchets avant leur
évacuation. De plus, lorsque des documents détaillés particuliers sur des modalités de gestion des
déchets radioactifs et dangereux ne font pas partie de la conception de la centrale et seront élaborés
ultérieurement, cette section et chacune des sections qui suivent devraient fournir un calendrier et
les étapes proposées pour l’exécution du travail ainsi qu’une description des installations de gestion
des déchets devant être élaborées.
Cette section devrait comprendre des précisions sur les politiques, programmes et procédures de
gestion des déchets qui se rapportent aux activités associées au permis de construction. Elle devrait
également comprendre des renseignements génériques concernant la gestion des déchets durant les
phases d’exploitation et de déclassement de la centrale, de même qu’un calendrier pour la
soumission de renseignements détaillés sur la gestion des déchets, pendant ces phases.
14.2
Contrôle des déchets
Les mesures prévues pour contrôler et confiner les déchets générés à toutes les étapes de la durée
de vie de la centrale, depuis sa construction jusqu’à son déclassement, devraient être décrites dans
cette section de la demande. S’il y a lieu, les renseignements fournis devraient comprendre les
mesures prises pour catégoriser (matières physiques, chimiques et radioactives) et séparer les
déchets.
14.3
Manutention des déchets radioactifs et des déchets dangereux
Cette section devrait décrire les mesures prises pour répondre aux attentes énoncées aux
sections 7.19 et 8.11 du document RD-337 en vue de s’assurer que la manutention des déchets de
toutes catégories produits à chaque étape de la durée de vie de la centrale, depuis la construction
jusqu’au déclassement, sera effectuée de manière sûre. Les renseignements fournis devraient
couvrir les dispositions prises pour l’emballage et la manutention sûrs des déchets produits pendant
leur transport, du point d’origine au point de stockage spécifié. La description devrait aussi tenir
compte de la possibilité de devoir récupérer des déchets plus tard, y compris pendant la phase de
déclassement.
14.4
Réduire au minimum la quantité de déchets
Cette section devrait décrire les mesures prises pour réduire au minimum la quantité de déchets
produits à toutes les étapes de la durée de vie de la centrale, depuis la construction jusqu’au
déclassement. Les renseignements fournis devraient comprendre une explication des dispositions
qui ont été prises afin de réduire la production de déchets au plus bas niveau possible. L’évaluation
sur laquelle sont fondées les dispositions prises devrait montrer que tant le volume que le niveau de
88
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
radioactivité des déchets sont réduits au minimum afin de répondre à toutes les exigences
particulières que pourrait poser la conception de l’installation de stockage des déchets.
14.5
Conditionnement des déchets
Cette section devrait décrire les mesures prises en vue de conditionner les déchets produits à toutes
les étapes de la durée de vie de la centrale, depuis la phase de construction jusqu’à son
déclassement. Si cela est jugé prudent, les déchets peuvent être traités selon les procédures établies,
auquel cas les options de conditionnement examinées devraient être indiquées et décrites ici. La
méthode de conditionnement choisie comme étant la plus appropriée devrait être celle qui, dans
toute la mesure du possible, n’empêche pas la mise en œuvre d’autres options dans l’avenir, si les
modes d’évacuation des déchets choisis changent pendant la durée de vie de la centrale.
14.6
Stockage des déchets
Cette section devrait décrire les mesures prises pour s’assurer que le stockage des déchets produits
à toutes les étapes de la durée de vie de la centrale, depuis la construction jusqu’au déclassement,
sera effectué de manière sûre. Cette section devrait tenir compte des quantités, des catégories et des
volumes de déchets radioactifs et dangereux qui seront accumulés, ainsi que du besoin de
catégoriser et de séparer les déchets en fonction des dispositions prises pour le stockage. Le besoin
potentiel d’avoir recours à des systèmes spécialisés pour faire face, à court et à long terme, aux
questions liées au stockage (comme le refroidissement, le confinement, la volatilité, la stabilité
chimique, la réactivité, la possibilité de récupérer des déchets et la criticité), devrait également être
abordé, et tout système déjà sur place devrait être décrit.
Dans la mesure du possible, les dispositions relatives aux déchets radioactifs devraient être
conformes aux recommandations de l’AIEA en matière de sûreté passive (Guide de sûreté
no WS-G-6.1, Storage of Radioactive Waste [10], des normes de sûreté de l’AIEA). Elles devraient
également tenir compte des considérations de sûreté commune en matière de stockage des déchets,
notamment :
1.
2.
3.
4.
5.
l’état d’immobilité et de faible énergie des matières radioactives
la stabilité et la résistance à la dégradation de la forme des déchets et de leurs contenants
les barrières multiples pour assurer le confinement
la durée et la possibilité de récupérer le matériel d’emballage des déchets
des installations qui résistent aux dangers et qui minimisent le besoin de surveillance et
d’entretien
6. la robustesse nécessaire pour la période de stockage, avant les activités d’évacuation
14.7
Évacuation des déchets
Les mesures prises ou prévues afin de procéder en toute sécurité à l’évacuation des déchets
produits pendant la durée de vie de la centrale, depuis la création jusqu’au déclassement, devraient
être décrites dans cette section. Le demandeur devrait présenter ici les dispositions qui ont été
prises en vue d’assurer le transport sécuritaire des déchets vers un autre lieu choisi pour le stockage
de plus longue durée, si nécessaire.
89
Août 2011
15.
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Déclassement et aspects liés à la fin de la vie de la centrale
15.1
Considérations d’ordre général
Le déclassement de la centrale deviendra nécessaire à la fin de sa durée de vie, ou plus tôt, si le
demandeur en décide ainsi (p. ex. si la construction se termine plus tôt que prévu). La capacité de
déclasser la centrale devrait être intégrée à la conception de celle-ci. Cette section devrait
comprendre les propositions, prévues à la phase construction de la vie de la centrale, en vue de son
éventuel déclassement. Les propositions devraient être mises à jour périodiquement pour inclure
des précisions supplémentaires et pour refléter les changements ayant pu être apportés à la stratégie
de déclassement. Elles devraient répondre aux attentes contenues dans le document d’orientation
G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées.
15.2
Concept du déclassement
Cette section devrait décrire brièvement le concept de déclassement proposé pour la centrale et
devrait prendre en compte les aspects suivants :
1. les solutions de conception qui réduisent au minimum la quantité de déchets produits et qui
facilitent le déclassement tout en répondant aux attentes contenues à la section 7.24 du
document RD-337, qui aborde les dispositions de conception pour le déclassement
2. le type, le volume et l’activité des déchets radioactifs et des déchets dangereux produits
pendant les phases d’exploitation et de déclassement
3. les options cernées pour le déclassement
4. la planification et l’échelonnement du processus de déclassement, y compris les exigences
appropriées en matière de surveillance et les dispositions appropriées relatives à la sécurité tout
au long du processus
5. le contrôle adéquat des documents et la tenue de dossiers appropriés et suffisants, y compris les
dossiers de l’état de la centrale telle qu’elle a été construite et des modifications apportées par
la suite, ainsi que la manière dont les renseignements numériques doivent être préservés
6. les considérations relatives aux facteurs humains dans la conception
15.3
Dispositions relatives à la sûreté pendant le déclassement
Cette section devrait fournir une brève description des mesures jugées nécessaires pour assurer la
sûreté pendant le déclassement, conformément aux principes et aux objectifs de sûreté précisés.
Une attention particulière devrait être portée aux aspects suivants :
1. les rejets de substances nucléaires radioactives et de substances dangereuses (dans l’air et dans
l’eau) au cours du processus de déclassement devraient être conformes au principe ALARA, et
devraient être maintenus, à tout le moins, inférieurs aux limites prescrites
2. le respect du concept de défense en profondeur dans la protection contre les dangers
radiologiques et conventionnels au cours du processus de déclassement devrait également être
démontré
15.4
Diverses méthodes de déclassement
Cette section devrait décrire les options cernées et la méthode choisie pour le déclassement, ainsi
que leur justification respective. Les principales différences entre les méthodes proposées devraient
êtres expliquées (p. ex., la réduction au minimum de tous les risques pour le personnel, la
population et l'environnement, et l'optimisation des indicateurs technologiques, économiques,
90
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
sociaux et autres indicateurs pertinents). Diverses options et leurs effets sur la durée du processus
de déclassement, devraient aussi être décrits.
15.5
Planification du travail préliminaire
Cette section devrait présenter un plan préliminaire des travaux qui seraient requis pour le
déclassement de l'installation nucléaire s’il devait se faire à la fin de sa construction ou entre ce
moment et la fin de la phase A de la mise en service. Ce plan préliminaire de déclassement devrait
répondre aux attentes contenues dans le document G-219. Ce plan constituera le fondement servant
à établir une garantie financière suffisante s’il devenait nécessaire d’effectuer le déclassement de
l'installation nucléaire pendant la période de construction.
Le calendrier visant la soumission de renseignements détaillés concernant la phase de déclassement
du projet devrait être fourni.
15.6
Garanties financières
Cette section devrait décrire la garantie financière nécessaire pour permettre le déclassement de
l'installation nucléaire, si cette garantie devait être exigée au moment où prend fin le permis de
construction. Elle devrait inclure la forme et la structure de l’instrument de garantie. La garantie
financière devrait répondre aux attentes contenues dans le document d’orientation G-206, Les
garanties financières pour le déclassement des activités autorisées.
16.
Garanties
16.1
Considérations d’ordre général
Ce chapitre devrait décrire l’approche en matière de garanties et l'infrastructure de mise en œuvre
devant être suivies à la centrale conformément aux sections 7.2.3 et 8.12 du document RD-337.
Celles-ci devraient avoir été établies en collaboration avec l'Agence internationale de l'énergie
atomique (AIEA) et la CCSN. L'approche et l'infrastructure devraient être suffisantes pour
permettre à la CCSN (qui est l'organisme fédéral désigné responsable de la mise en œuvre des
accords d’application des garanties canadiennes) de s’assurer de la conformité aux obligations
internationales du Canada en vertu du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires. En
vertu de ce traité, le gouvernement du Canada a conclu un accord relatif aux garanties avec l'AIEA
et un protocole additionnel à l'Accord.
L'accord et le protocole donnent à l'AIEA le droit et la responsabilité de vérifier que le Canada
remplit ses obligations internationales concernant l’utilisation pacifique de l'énergie nucléaire.
L'approche en matière de garanties décrite dans ce chapitre devrait faciliter les activités de
vérification aux centrales menées par l’AIEA. La CCSN établit les mécanismes généraux, par le
biais de la LSRN, du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, et des permis
de centrale, afin que l’AIEA puisse jouer son rôle conformément à l'accord relatif aux garanties et
au protocole additionnel. Les exigences fondamentales devant être respectées dans l’application
des garanties de l’AIEA sont insérées dans des conditions particulières du permis de la centrale au
moment de le délivrer.
91
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Afin d’être conforme aux exigences réglementaires, l’approche en matière de garanties et
l’infrastructure d’application décrites dans ce chapitre devraient tenir compte des éléments
suivants :
1. la production en temps opportun de rapports et de renseignements précis
2. l’accès aux installations et l’assistance disponibles aux inspecteurs de l’AIEA pour qu’ils
puissent mener leurs activités de vérification
3. la présentation sur une base annuelle de renseignements relatifs à l’exploitation et de
renseignements exacts sur la conception des structures, des processus et des procédures de la
centrale
4. l’élaboration et la mise en œuvre satisfaisante de procédures appropriées relatives aux garanties
à l’installation
La description fournie dans ce chapitre devrait détailler particulièrement les dispositions prises par
le demandeur, qui permettront à la CCSN d’acquitter les obligations du Canada en vertu du Traité
qui consistent à fournir des renseignements à l’AIEA sur les bâtiments et les structures du site, sur
les paramètres d’exploitation, ainsi que sur le flux et le stockage des matières nucléaires, de la
conception de la centrale jusqu’à son déclassement et, éventuellement, son abandon.
Ce chapitre devrait indiquer comment le demandeur a travaillé en collaboration tant avec la CCSN
qu’avec l’AIEA, et continuera de le faire, afin d’élaborer et de mettre en œuvre une approche
appropriée en matière de garanties, fondée sur la conception particulière de la centrale.
Les renseignements fournis devraient également expliquer la manière dont on a tenu compte de
l’installation de l’équipement relatif au programme des garanties dès le début de la conception de la
centrale. Ils devraient également contenir des précisions sur l’infrastructure qui a été établie pour
l’application de l’approche en matière de garanties (p. ex. les procédures de la centrale en place, la
formation du personnel d’exploitation et de sécurité) avant l’introduction de matières nucléaires à
la fin de la phase A de la mise en service.
92
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
93
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Annexe A : Objectifs des examens de demandes de permis de construction
Trois niveaux d’objectifs sont considérés au moment d’établir la portée de l’examen par le personnel de la
CCSN d’une demande de permis de construction d’une centrale nucléaire. On élabore ces objectifs pour
aider à intégrer chacun des examens à une évaluation globale du caractère adéquat d’une demande de
permis.
A.1
Objectifs du premier niveau
Comme il est précisé au paragraphe 24(4) de la LSRN :
(4)
La Commission ne délivre, ne renouvelle, ne modifie ou ne remplace une licence ou un permis
que si elle est d’avis que l’auteur de la demande, à la fois :
a) est compétent pour exercer les activités visées par la licence ou le permis
b) prendra, dans le cadre de ces activités, les mesures voulues pour préserver la santé et la
sécurité des personnes, pour protéger l’environnement, pour maintenir la sécurité nationale et
pour respecter les obligations internationales que le Canada a assumées.
Le plan de conception et d’exploitation de l’installation doit en outre porter sur les mesures d’atténuation
définies dans le cadre de l’évaluation environnementale.
A.2
Objectifs du deuxième niveau
S
Objectif de sûreté de la conception : La conception d’une centrale devrait inclure des mesures
adéquates (afin de ne pas faire courir de risques indus) pour protéger l’environnement, préserver
la santé et la sécurité des personnes, maintenir la sécurité nationale et respecter les obligations
internationales que le Canada a assumées.
C
Objectif du programme de construction : Des mesures adéquates devraient être prises pour que
la construction de la centrale se fasse de manière sûre et soit d’une qualité suffisante.
Q
Objectif relatif aux qualifications : Le demandeur et toutes les entités engagées dans la
conception, la construction et la mise en service de la centrale devraient être qualifiés pour
réaliser l’activité visée par le permis. Le programme et le calendrier de recrutement, de formation,
de qualification et d’accréditation des travailleurs aux fins de l’exploitation et de l’entretien de
l’installation devraient être adéquats
L’objectif de sûreté de la conception englobe une grande partie de l’objectif général en matière de sûreté
nucléaire, tel qu’établi par l’AIEA et qu’explicitement énoncé à la section 4.1 du document RD-337,
Conception des nouvelles centrales nucléaires, c’est-à-dire que « les centrales nucléaires doivent être
conçues et exploitées de manière à protéger les personnes et la société ».
L’objectif du programme de construction exprime les attentes de haut niveau à l’égard du programme de
construction de la centrale.
L’objectif relatif aux qualifications exprime les attentes de haut niveau relatives au besoin de disposer de
personnes suffisamment compétentes pour assurer la conception, la construction et la mise en service de
la centrale. Il tient compte aussi des exigences du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I
se rattachant à la formation, à la qualification et à l’accréditation des travailleurs.
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Août 2011
A.3
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Objectifs du troisième niveau
Essentiellement, respecter l’objectif de sûreté de la conception signifie satisfaire aux attentes pertinentes
indiquées dans le document RD-337 et d’autres documents d’application de la réglementation appropriés
de la Commission, comme le document RD-310, et le document RD-346. À un niveau intermédiaire, on
peut grouper les attentes indiquées dans le document RD-337 en plusieurs grandes catégories, qu’il est
possible d’imaginer comme étant les objectifs du troisième niveau pour l’évaluation d’une demande de
permis de construction d’une centrale.
Les objectifs du troisième niveau se rapportant à l’objectif de sûreté de la conception sont les suivants :
OS1
la conception de la centrale englobe toutes les mesures d’atténuation définies dans le cadre de
l’évaluation environnementale et permet de s’assurer que le rendement en matière d’exploitation
respecte toutes les exigences réglementaires concernant les rejets radioactifs et non radioactifs
(substances dangereuses)
OS2
la conception de la centrale respecte le principe ALARA
OS3
la conception de la centrale est conforme aux critères d’acceptation portant sur les doses et aux
objectifs de sûreté
OS4
la conception de la centrale est conforme au principe de défense en profondeur
OS5
les fonctions de sûreté fondamentales sont tenues en compte adéquatement dans la conception de
la centrale
OS6
la conception de la centrale fournit des moyens adéquats pour atténuer et gérer les accidents
OS7
des dispositions adéquates ont été prises dans le cadre de la conception en ce qui a trait à la
sécurité et à la robustesse de la conception
OS8
le système de gestion défini dans les des programmes, politiques et procédures qui favorise une
saine culture de sûreté est adéquat aux fins de la conception, de la construction et de la mise en
service de la centrale
OS9
le système de gestion défini dans les des programmes, politiques et procédures qui favorise une
saine culture de sûreté est adéquat aux fins de l’exploitation et du déclassement futur de la
centrale nucléaire
OS10 des mesures adéquates sont prises en matière de conception, d’infrastructure et de programmation
dans le domaine des garanties
Les objectifs du troisième niveau se rapportant à l’objectif du programme de construction sont les
suivants :
OC1
une assurance adéquate que toutes les activités englobant la construction/l’érection des structures
et des systèmes et la fabrication/l’érection de composants sont réalisées par du personnel qualifié
OC2
des mesures adéquates ont été prises pour s’assurer que les règles et les règlements sont respectés
durant les activités de fabrication, de construction et d’érection et que les activités de
construction/d’érection sont menées de manière sûre
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
OC3
une assurance que la fabrication, l’érection et la construction sont d’une qualité adéquate et que
des mesures appropriées ont été prises pour réduire le plus possible les écarts par rapport à la
conception
OC4
une assurance que des plans adéquats pour la mise en service à blanc de la centrale (avant le
chargement du combustible) sont disponibles
Les objectifs du troisième niveau se rapportant à l’objectif relatif aux qualifications sont les suivants :
OQ1
le demandeur est qualifié pour superviser toutes les activités de conception, de construction et de
mise en service qu’il réalise lui-même ou qui sont réalisées par des entrepreneurs ou des
sous-traitants
OQ2
le demandeur dispose d’un nombre suffisant d’employés qualifiés pour surveiller toutes les
activités de conception, de construction et de mise en service qu’il réalise lui-même ou qui sont
réalisées par des entrepreneurs ou des sous-traitants
OQ3
tous les entrepreneurs et les sous-traitants participant à la conception, la construction et à la mise
en service de la centrale sont qualifiés pour réaliser leurs activités respectives
OQ4
le simulateur pleine échelle proposé pour la formation du personnel de l’installation nucléaire est
adéquat.
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RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Annexe B : Exigences réglementaires pertinentes
Ce tableau donne un sommaire des références à des exigences réglementaires mentionnées dans le
document et qui sont pertinentes pour la préparation du dossier de sûreté à l’appui d’une demande de
permis de construction d’une centrale nucléaire.
Section du document
Règlement général
sur la sûreté et la
réglementation
nucléaire
Règlement sur les
installations
nucléaires de
catégorie I
Autres règlements
1.
Introduction
3(1)(a), 3(1)(b),
3(1)(c), 3(1)(k),
3(1)(l), 3(1)(m)
3(c), 3(j), 15(a), 15(b),
15(c)
2.
Description de la
centrale
3(1)(d)
3(a), 3(b), 5(a), 5(b),
5(d), 5(e)
3.
Gestion de la sûreté
3(1)(k)
3(d), 3(e), 3(f), 5(g),
5(i)
4.
Évaluation de
l’emplacement
3(1)(d)
3(a), 3(b), 5(a), 5(b),
5(i)
5.
Aspects généraux de
la conception et les
programmes de
soutien
3(1)(d), 3(1)(i),
3(1)(m)
3(a), 3(b), 5(a), 5(b),
5(d), 5(e), 5(g), 5(i),
Règlement sur la radioprotection
Règlement sur la sécurité
nucléaire
6.
Conception des
systèmes, des
structures et des
composants de la
centrale
3(1)(d), 3(1)(i)
3(a), 3(b), 5(a), 5(b),
5(d), 5(e), 5(g), 5(i)
Règlement sur la radioprotection
Règlement sur les installations
nucléaires et l’équipement
réglementé de catégorie II
Règlement sur les substances
nucléaires et les appareils à
rayonnement
7.
Analyse de la sûreté
3(1)(d), 3(1)(i)
3(a), 3(b), 5(a), 5(b),
5(d), 5(e), 5(f), 5(g),
5(i)
8.
Construction et mise
en service
9.
Exploitation
5(c), 14(1), 14(2),
14(4), 14(5)
3(1)(k), 28, 29, 30,
31, 32
3(d), 3(e), 3(f), 5(c),
5(i), 5(l), 5(m), 14(1),
14(2), 14(4), 14(5)
10. Limites et conditions
d’exploitation
3(1)(d), 3(1)(i)
5(f), 5(g), 5(i)
11. Radioprotection
3(1)(e), 3(1)(f)
5(i), 14(2), 14(4), 14(5)
12. Préparation aux
situations d’urgence
3(f), 5(i)
99
Règlement sur la radioprotection
Règlement sur la radioprotection
Août 2011
Section du document
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Règlement général
sur la sûreté et la
réglementation
nucléaire
13. Protection de
l’environnement
Règlement sur les
installations
nucléaires de
catégorie I
Autres règlements
3(e), 3(g), 3(h), 5(b),
5(i), 5(j), 5(k)
14. Gestion des déchets
radioactifs et des
déchets dangereux
3(1)(j)
3(e), 5(i), 5(j), 5(k),
15. Déclassement et
aspects liés à la fin de
la vie de la centrale
3(1)(l)
3(k)
16. Garanties
3(1)(g), 3(1)(h)
5(h)
100
Règlement sur la radioprotection
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Glossaire
accident
Tout événement non intentionnel (y compris les erreurs d’exploitation, les défaillances d’équipement et
autres contretemps) dont les conséquences, réelles ou potentielles, en matière de protection et de sûreté ne
sont pas négligeables.
Aux fins du présent document, les accidents comprennent les accidents de dimensionnement et les
accidents hors dimensionnement. Les incidents de fonctionnement prévus dont les conséquences en
matière de protection et la sûreté sont négligeables ne sont pas des accidents.
accident de dimensionnement
Conditions accidentelles pour lesquelles une centrale est conçue en fonction de critères de conception de
sorte que les dommages au combustible et les rejets de matières radioactives ne dépassent pas les limites
prescrites.
accident hors dimensionnement (AHD)
Conditions d’accident moins fréquentes mais plus graves que celles associées à un accident de
dimensionnement. Un AHD peut ou non entraîner une détérioration du cœur du réacteur.
accident grave
Des conditions d’accident qui sont plus graves que celles causées par un accident de dimensionnement et
qui entraînent une détérioration importante du cœur du réacteur.
conditions d’accident
Écarts par rapport à l’exploitation normale plus graves que les incidents de fonctionnement prévus,
comprenant les accidents de dimensionnement et les accidents hors dimensionnement.
critère d’acceptation
Valeurs limitatives d’un indicateur de fonctionnement et d’un indicateur d’état servant à évaluer la
capacité d’une structure, d’un système ou d’un composant de répondre aux exigences de conception et de
sûreté.
critère de défaillance unique
Un critère (ou une exigence) appliqué à un système de manière à ce qu’il soit apte à remplir ses fonctions
suite à toute défaillance unique.
défaillance unique
Une défaillance qui entraîne la perte de la capacité d’un composant à remplir sa (ses) fonction(s) de
sûreté, et toute défaillance qui en découle.
demandeur
L’organisation qui a présenté une demande de permis à la CCSN pour construire une centrale nucléaire,
qui a la responsabilité globale de superviser la réalisation sûre et satisfaisante de tous les travaux de
conception, d’approvisionnement, de fabrication, de construction et de mise en service et qui possède
l’autorité pour effectuer le contrôle et la coordination nécessaires.. Dans la plupart des cas, le demandeur
est également l’organisation responsable, qui sera plus tard responsable de l’exploitation de la centrale
(aussi appelée l’exploitant). Lorsque ce n’est pas le cas, le demandeur continue néanmoins d’assumer la
responsabilité de la centrale et de sa sûreté, et doit superviser les activités de l’exploitant qui voit au
fonctionnement de la centrale.
101
Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
dossier de sûreté
Ensemble intégré d’arguments et de preuves pour établir la sûreté d’une installation et pour démontrer
que toutes les exigences règlementaires pertinentes sont respectées. Cet ensemble comprend normalement
une évaluation de la sûreté, mais de façon habituelle, il pourrait également inclure de l’information (y
compris les preuves et l’argumentation à l’appui) sur la robustesse et la fiabilité de l’évaluation de la
sûreté et des hypothèses qui y sont avancées.
état de la centrale
Une configuration des composants de la centrale, y compris les états physiques et thermodynamiques des
matériaux et des fluides des procédés.
Nota Bene: Aux fins du présent document, une centrale se trouve dans l’un des états suivants :
exploitation en mode normal, incident de fonctionnement prévu, accident de dimensionnement ou
accident hors dimensionnement (les accidents graves constituent un sous-ensemble des accidents hors
dimensionnement)
états d’exploitation
États où la centrale est en mode normal d’exploitation ou en exploitation suite à un incident de
fonctionnement prévu.
étude probabiliste de sûreté
Étude exhaustive et intégrée de la sûreté d’une installation dotée d’un réacteur. Cette étude tient compte
de la probabilité, de la progression et des conséquences de défaillances d’équipement ou de conditions
transitoires afin de fournir des estimations chiffrées qui procurent une mesure cohérente de la sûreté de
l’installation et ce, de la façon suivante :
•
•
•
une ÉPS de niveau 1 identifie et quantifie les séquences d’événements pouvant entraîner la perte de
l’intégrité structurelle du cœur d’un réacteur et à des défaillances importantes du combustible
une ÉPS de niveau 2 s’appuie sur les résultats de l’ÉPS de niveau 1 pour analyser le comportement du
confinement, évaluer les radionucléides libérés par le combustible défectueux et quantifier les rejets
dans l’environnement
une ÉPS de niveau 3 s’appuie sur les résultats de l’ÉPS de niveau 2 pour analyser la distribution des
radionucléides rejetés dans l’environnement et évaluer leurs effets sur la santé publique
événement initiateur hypothétique
Un événement qui a été jugé, durant la phase de conception, capable d’entraîner un incident de
fonctionnement prévu ou des conditions d’accident. Cela signifie qu’un événement initiateur postulé n’est
pas nécessairement lui-même un accident, mais plutôt un événement qui en déclenche une série d’autres
pouvant mener à un IFP, un AD ou un AHD, selon les défaillances supplémentaires qui se produisent.
exploitant
L’organisation responsable de l’exploitation de la centrale. Cette organisation peut être le demandeur
même ou une organisation qui exploitera la centrale au nom du demandeur. Dans ce cas, le demandeur
doit superviser les activités de l’exploitant.
exploitation
Toutes les activités exécutées pour réaliser le but pour lequel l’installation a été construite. Pour une
centrale nucléaire, cela comprend l’entretien, le rechargement du combustible, les inspections en service
et d’autres activités connexes.
fonction de sûreté
Un but précis que l’on doit réaliser pour assurer la sûreté.
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
fondement de la conception
La gamme des conditions et des événements pris en compte de façon formelle dans la conception (le
dimensionnement) de l’installation, conformément aux critères établis, de sorte que l’installation puisse
leur résister sans que les limites prescrites ne soient excédées, en tenant compte du fonctionnement prévu
des systèmes de sûreté.
fondement d’autorisation
Pour une installation ou une activité réglementée, ensemble d’exigences et de documents comprenant :
•
•
•
les exigences réglementaires énoncées dans les lois et règlements applicables
les conditions et les mesures de sûreté et de contrôle décrites dans le permis de l’installation ou de
l’activité et dans les documents directement cités dans ce permis
les mesures de sûreté et de contrôle décrites dans la demande de permis et les documents nécessaires
pour appuyer cette demande
gestion des accidents
Prise d’une série de mesures pendant l’évolution d’un accident hors dimensionnement :
•
•
•
pour prévenir la transformation de l’événement en un accident grave
pour atténuer les conséquences d’un accident grave
pour atteindre un état stable et sûr à long terme
incident de fonctionnement prévu
Écart des conditions d’un procédé d’exploitation par rapport à celles qui prévalent en mode normal
d’exploitation qui devrait survenir à tout le moins une fois au cours de la durée de vie d’une centrale
nucléaire, mais qui n’entraînera pas, étant donné les dispositions appropriées prises à la conception, de
dommages importants aux composants importants pour la sûreté ou qui ne mènera pas à des conditions
d’accident.
limites et conditions d’exploitation
Ensemble de règles qui établissent les limites des paramètres ainsi que la capacité fonctionnelle et les
niveaux de rendement de l’équipement et du personnel, approuvées par l’organisme de réglementation
afin d’assurer l’exploitation sûre d’une installation autorisée. Cet ensemble de limites et de conditions
sont surveillées par l’opérateur ou pour celui-ci, et peuvent être contrôlées par celui-ci.
mode normal d’exploitation
Fonctionnement de la centrale à l’intérieur des limites et des conditions d’exploitation prescrites, couvrant
les démarrages, l’exploitation en puissance, les arrêts, le rechargement du combustible ainsi que les essais
et les activités d’entretien.
possible (dans la mesure du)
Réalisable sur le plan technique et justifiable tenant compte des coûts et des avantages.
réglementation
Les exigences légales prescrites par la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, ses règlements et
les conditions de permis spécifiques au site.
structures, systèmes et composants
Une expression générale englobant tous les éléments d’une installation ou d’une activité qui contribuent à
la protection et à la sûreté, sauf les facteurs humains.
Les structures sont les éléments passifs comme les bâtiments, les cuves, le blindage, etc. Un système
comprend plusieurs composants assemblés de telle sorte à effectuer une fonction particulière (actif). Un
composant est un élément distinct d’un système dont les câbles, les transistors, les circuits intégrés, les
moteurs, les relais, les solénoïdes, la tuyauterie, les raccords, les pompes, les réservoirs, les vannes, etc.
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
système de sûreté
Un système important pour la sûreté dont le but est d’assurer l’arrêt sécuritaire du réacteur ou
l’évacuation de la chaleur résiduelle du cœur du réacteur, ou encore de limiter les conséquences des
incidents de fonctionnement prévus et des accidents de dimensionnement.
zone de protection
Secteur se trouvant au-delà de la zone d’exclusion et dont on doit tenir compte dans la mise en œuvre des
mesures d’urgence.
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Août 2011
RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
Références
1. Collection des normes de sûreté de l’AIEA no GS-G-4.1, Format and Content of the Safety
Analysis Report for Nuclear Power Plants, Agence internationale de l’énergie atomique, Vienne,
2004.
2. CSA N286, Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires, Association
canadienne de normalisation, la dernière version ou celle convenue.
3. Code national du bâtiment du Canada, Commission des codes du bâtiment et de prévention des
incendies, Ottawa, 2005
4. Code national de prévention des incendies du Canada, Commission des codes du bâtiment et de
prévention des incendies, Ottawa, 2005
5. CSA N293-07, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires CANDU, Association
canadienne de normalisation, 2008.
6. International Atomic Energy Agency, GS-R-2, Safety Standard Series, Preparedness and
Response for a Nuclear or Radiological Emergency, Vienna, 2002.
7. Health Canada, H46-2/03-326E, Canadian Guidelines for Intervention during a Nuclear
Emergency, Ottawa, 2003.
8. Secrétariat du Conseil du Trésor du Gouvernement du Canada, Politique sur la sécurité du
gouvernement, Ottawa, 2009
9. ISO 14001 : 2004, Systèmes de management environnemental, Organisation internationale de
normalisation, Organisation internationale de normalisation, 2004.
10. Normes de sûreté de l’AIEA, Guide de sûreté no WS-G-6.1, Storage of Radioactive Waste,
Commission internationale de l’énergie atomique, Vienne, 2006.
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RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis
Permis de construction d’une centrale nucléaire
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