Source: http://www.nuclearsafety.gc.ca/fra/acts-and-regulations/regulatory-documents/published/html/regdoc3-5-4/index.cfm
Timestamp: 2019-08-25 20:34:36+00:00
Document Index: 225308333

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REGDOC-3.5.4, Examen de la conception d’un réacteur de fournisseur préalable à l’autorisation - Commission canadienne de sûreté nucléaire
REGDOC-3.5.4, Examen de la conception d'un réacteur de fournisseur préalable à l'autorisation
REGDOC-3.5.4, Examen de la conception d’un réacteur de fournisseur préalable à l’autorisation
Le document d’application de la réglementation REGDOC-3.5.4, Examen de la conception d’un réacteur de fournisseur préalable à l’autorisation décrit le processus d’examen préalable à l’autorisation offert par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) en vue d’évaluer la conception de réacteur d’un fournisseur. L’examen tient compte des domaines de conception liés à la sûreté du réacteur, à la sécurité et aux garanties.
L’examen préalable à l’autorisation est un service facultatif offert par la CCSN. Un fournisseur peut demander cet examen avant la soumission d’une demande de permis à la CCSN.
Ce processus d’examen a pour but de cerner et de résoudre, tôt dans le processus, les problèmes techniques et réglementaires potentiels dans le processus de conception, et plus particulièrement ceux qui pourraient entraîner des changements significatifs dans la conception ou l’analyse de sûreté. L’examen préalable à l’autorisation a pour objectif d’accroître la certitude sur le plan réglementaire tout en assurant la sécurité publique.
Ce service ne permet pas d’homologuer la conception d’un réacteur et de délivrer un permis en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Il n’est pas exigé dans le processus d’autorisation d’un nouveau projet d’installation dotée de réacteurs. Les conclusions des examens de la conception ne lient pas et n’influencent pas la Commission dans ses décisions, et celui-ci demeure l’autorité compétente pour délivrer des permis aux installations dotées de réacteurs nucléaires.
Le document REGDOC-3.5.4, Examen de la conception d’un réacteur de fournisseur préalable à l’autorisation, fournit de l’orientation seulement. Aucune exigence n’est énoncée dans ce document. Dans le présent document, le terme « devrait » dénote une orientation; le terme « pourrait » exprime une option ou une mesure conseillée dans les limites de ce document d’application de la réglementation; et le terme « peut » exprime une possibilité ou une capacité.
Remarque : En 2013, la CCSN a adopté une structure révisée pour son cadre de réglementation, qui comprend un nouveau système d’appellation et de numérotation des documents d’application de la réglementation. Ce document a été publié dans le cadre de l’initiative de la CCSN visant à intégrer au nouveau système les documents déapplication de la réglementation parus avant l’adoption de la nouvelle structure. Les exigences et l’orientation qui se trouvent dans ce document néont pas changé.
1.1 Objet et portée
1.2 Qu'est-ce qu’un examen préalable à l’autorisation?
1.3 Avantages de l’examen de la conception d’un fournisseur
1.3.1 Avantages pour le fournisseur
1.3.2 Avantages pour le demandeur
1.3.3 Avantages pour le public
1.4 Utilisation par la CCSN de renseignements provenant d’autres autorités chargées de la réglementation nucléaire
2. Examen de la conception d’un fournisseur
3. Qu’est-ce qu’un obstacle fondamental à l’autorisation?
4. Objectifs et portée d’un examen de la conception d’un fournisseur
4.1 Domaines d’intérêt
4.2 Phase 1 de l’examen de la conception d’un fournisseur
4.2.1 Domaines d’intérêt de la phase 1 et renseignements à fournir par le fournisseur
4.2.2 Critères d’examen
4.2.3 Informations relatives à la gestion du projet
4.2.4 Livrables du projet
4.3 Phase 2 de l’examen de la conception d’un fournisseur
4.3.1	Domaines d’intérêt de la phase 2 et renseignements à fournir par le fournisseur
4.3.2 Critères d’examen
4.3.3	Informations relatives à la gestion du projet
4.4	Phase 3 de l’examen de la conception d’un fournisseur – Suivi préalable à la construction
4.4.1 Domaines d’intérêt et renseignements à fournir par le fournisseur
4.4.2 Critères d’examen
4.4.3 Renseignements relatifs à la gestion du projet
4.4.4 Livrables du projet
Annexe A : Domaines d’intérêt de l’examen
L’alinéa 21(1)a) de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) confère à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) le pouvoir de : « conclure des accords, notamment en matière de formation, avec une personne, un ministère ou organisme du gouvernement du Canada ou d’une province, un organisme de réglementation ou un ministère d’un gouvernement étranger, ou une organisation internationale » pour réaliser sa mission.
À la demande d’un fournisseur et en signant une entente de services, la CCSN effectuera, avant le processus d’autorisation, un examen de la conception d’un réacteur de ce fournisseur. Les termes « réacteur » et « conception d’un réacteur » englobent tous les systèmes, structures et composants nécessaires pour démontrer que la conception, qui n’est pas propre à un site, répond aux attentes de la CCSN relatives à la conception et à l’analyse de la sûreté.
Cet examen ne sert pas à homologuer la conception d’un réacteur ni à délivrer un permis en vertu de la LSRN. Il n'est pas exigé dans le cadre du processus d’autorisation d’une nouvelle installation dotée de réacteurs. Les conclusions des examens de la conception ne lient pas et n’influencent pas la Commission dans ses décisions, et celle-ci demeure l’autorité compétente pour délivrer les permis aux installations dotées de réacteurs nucléaires.
Une grande partie des renseignements détaillés résultant de l’examen de la conception, dont les documents présentés par le fournisseur, peuvent être considérés comme commercialement sensibles, conformément aux termes de l’entente de services. Le public sera informé des résultats généraux des travaux d’examen par la publication du sommaire de chaque rapport d’examen sur le site Web de la CCSN.
1.1	Objet et portée
Le présent document décrit le processus d’examen préalable à l’autorisation offert par la CCSN en vue d’évaluer la conception d’un réacteur d’un fournisseur. L’examen tient compte des domaines de conception liés à la sûreté du réacteur, à la sécurité et aux garanties.
1.2	Qu'est-ce qu’un examen préalable à l’autorisation?
L’examen préalable à l’autorisation (aussi appelé examen de la conception d’un fournisseur) est un service facultatif offert par la CCSN visant à évaluer la conception d’un réacteur d’un fournisseur. L’examen préalable a pour principal objectif est de donner de la rétroaction au fournisseur sur la manière dont il tient compte des exigences réglementaires canadiennes et des attentes de la CCSN dans sa conception et ses activités de conception. La CCSN conclut avec le fournisseur une entente de services dont la portée est convenue d’un commun accord.
Ce processus d’examen a pour but de déterminer et de résoudre, tôt dans le processus, les problèmes techniques et réglementaires potentiels dans le processus de conception, et plus particulièrement ceux qui pourraient entraîner des changements significatifs dans la conception ou l’analyse de sûreté. La CCSN effectue des examens détaillés de la conception et du dossier de sûreté au moment de la présentation d’une demande de permis de construction et d’une demande de permis d’exploitation.
Le diagramme suivant compare le niveau d’achèvement nécessaire de la conception pour un examen préalable et pour une demande de permis de construction ou d’exploitation d’une nouvelle installation dotée de réacteurs. La phase liée au permis de préparation de l’emplacement n’est pas illustrée dans le diagramme parce que le demandeur d’un permis de préparation de l’emplacement détermine le niveau d’information relative à la conception nécessaire pour déterminer le caractère adéquat de l’emplacement.
Figure 1 : Place de l’examen de la conception d’un fournisseur dans le processus de conception du réacteur
L’examen préalable de la conception évalue si :
le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes du Canada
la conception est élaborée en conformité, le cas échéant, aux documents d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires [1] ou RD-367, Conception des installations dotées de petits réacteurs [2] et aux documents de réglementation et normes nationales applicables
un plan de résolution est en place pour tout problème de conception relevé pendant l’examen
L’examen tient compte des aspects techniques, mais ne porte pas sur les aspects suivants :
les coûts liés à la conception
le stade d’achèvement de la conception
les aspects du calendrier relatifs à l’examen d’une demande de permis
les modifications à la conception qui pourraient être nécessaires en raison des constatations ultérieures
Un examen de la conception ne peut commencer tant que le fournisseur n’aura pas, au minimum, réalisé des progrès raisonnables dans la phase technique de base de la conception. Conformément aux indications de la figure 1, cela signifie que l’architecture de base des systèmes importants pour la sûreté aura été préparée en suivant les guides de conception et les exigences de conception du réacteur du fournisseur. Les documents qui suivent devraient approcher un état d’avancement suffisant pour permettre au fournisseur de passer à la phase de conception détaillée, en préparation de la présentation d’une demande de permis de construction par un service public :
des guides de conception qui contiennent les philosophies de conception, les philosophies de sûreté et les règles à suivre par les concepteurs lors de l’exécution de leurs activités de conception, y compris les exigences de sûreté comme les codes et normes applicables
des exigences de conception pour les systèmes importants pour la sûreté qui établissent des aspects tels que :
le rendement minimal exigé et les cibles de fiabilité
les progrès importants réalisés dans les activités de recherche et développement liées à la sûreté
le système de gestion global du fournisseur dans la mesure où il s’applique à la conception des structures, systèmes et composants
une analyse de la conception et de la sûreté représentative d’un rapport préliminaire d’analyse de sûreté
1.3	Avantages de l’examen de la conception d’un fournisseur
Les rapports préparés durant l’examen préalable de la conception fournissent de nombreuses informations présentant des avantages pour le fournisseur, le demandeur et le grand public.
1.3.1	Avantages pour le fournisseur
L’examen fournit au fournisseur des renseignements pouvant servir à discuter avec un potentiel demandeur de permis qui envisage d’utiliser la technologie de réacteur du fournisseur.
L’examen de la conception d’un fournisseur peut fournir des garanties supplémentaires quant au fait que, outre les renseignements figurant dans le document RD/GD 369, Présentation d’une demande de permis – Permis de construction d’une centrale nucléaire [3], le fournisseur dispose des données nécessaires pour appuyer un demandeur dans une future demande de construction d’une centrale nucléaire. En ce qui concerne les installations dotées de petits réacteurs, la plupart des renseignements figurant dans le document RD/GD-369 sont applicables, mais peuvent être appliqués de manière progressive. La profondeur et l’étendue des renseignements exigés pour une demande dépendent de la complexité de l’installation et des risques posés par celle-ci.
Lorsqu’un demandeur s’adresse à la CCSN pour obtenir un permis, il devra démontrer la pertinence de la conception et du dossier de sûreté par rapport aux exigences réglementaires du Canada et les attentes de la CCSN. La préparation des documents à présenter à chaque phase de l’examen préalable de la conception permet au fournisseur de planifier et de préparer des discussions efficaces avec les demandeurs potentiels qui envisagent d’utiliser sa technologie de réacteur.
L’examen de la conception d’un fournisseur donne rapidement au fournisseur des commentaires sur l’utilisation de caractéristiques et de méthodes de conception qui sont nouvelles ou utilisées pour la toute première fois. Il peut s’agir de nouveaux matériaux pour les structures, systèmes et composants, ou de normes et de méthodes techniques qui n'ont peut-être pas été employées précédemment au Canada.
L’examen préalable de la conception permet d’aviser rapidement le fournisseur des obstacles fondamentaux potentiels à l’autorisation. Dans le cadre du processus d’examen, le fournisseur est à même d’identifier des pistes permettant de résoudre les problèmes éventuels avant qu’un demandeur ne sollicite un permis de construction ou un permis d’exploitation. En étant conscients de telles voies de résolution, le fournisseur et le demandeur peuvent être relativement confiants quant à la possibilité de résoudre le problème dans des délais raisonnables et de respecter le calendrier d’autorisation prévu.
L’examen de la conception d’un fournisseur permet d’accroître la certitude réglementaire :
en donnant rapidement au fournisseur des commentaires clairs sur les exigences réglementaires canadiennes et la conformité de la conception à ces exigences
en permettant de relever rapidement les problèmes potentiels sur le plan technique (sûreté) et en matière d’autorisation, laissant ainsi au fournisseur du temps pour résoudre les problèmes avant qu'ils ne deviennent des obstacles à l’autorisation; ceci s’avère particulièrement important pour les questions susceptibles d’entraîner des changements importants dans la conception ou l’analyse de la sûreté
en permettant au personnel de la CCSN de se familiariser avec la conception avant la réception d’une demande de permis, réduisant par conséquent le temps nécessaire pour évaluer la conception lors de l’examen des demandes de permis de construction et de permis d’exploitation
1.3.2	Avantages pour le demandeur
La CCSN encourage les demandeurs potentiels à entamer très tôt un dialogue continu avec les fournisseurs afin de discuter et de régler les problèmes réglementaires que pourraient poser les technologies des installations dotées de réacteurs nucléaires proposées.
Les examens de la conception d’un fournisseur permettent à l’organisme de réglementation de se renseigner sur la conception, facilitant ainsi l’examen des futures demandes de permis. Les informations résultant de l’examen, obtenues tout au long des différentes phases, peuvent considérablement améliorer la compréhension de la technologie et de tous les problèmes connexes qui doivent être réglés avant et pendant le processus d’autorisation.
La CCSN s’attend à ce que les futurs demandeurs maîtrisent bien la technologie qu’ils achèteront pour l’installation nucléaire proposée, c’est-à-dire qu’ils soient des « acheteurs éclairés ». En vertu de la LSRN, c’est le demandeur qui, au bout du compte, est responsable des activités autorisées et sera tenu de démontrer la pertinence de la conception et du dossier de sûreté par rapport aux exigences réglementaires du Canada et aux attentes de la CCSN. On conseille aux demandeurs potentiels de s’adresser aux fournisseurs au tout début du processus d’autorisation afin de discuter et de résoudre les problèmes réglementaires potentiels.
1.3.3	Avantages pour le public
L’examen préalable de la conception permet de rassurer rapidement le public sur le fait que la nouvelle technologie de réacteur dont on propose la construction et l’exploitation au Canada respectera les exigences réglementaires canadiennes.
En réalisant rapidement un examen des principaux aspects de la conception du réacteur et de l’organisation du fournisseur, le public a la garantie que :
le fournisseur comprend les exigences réglementaires canadiennes et les attentes de la CCSN
la conception satisfera aux exigences des documents d’application de la réglementation de la CCSN REGDOC-2.5.2 ou RD-367, selon le cas, ainsi qu’aux documents et normes réglementaires connexes
le fournisseur cherche activement à résoudre tout problème de conception relevé pendant l’examen
Ces trois garanties augmentent le degré de certitude réglementaire et contribuent à la sécurité publique.
1.4	Utilisation par la CCSN de renseignements provenant d’autres autorités chargées de la réglementation nucléaire
Si le fournisseur a fait examiner ou homologuer sa conception du réacteur par l’organisme de réglementation d’un autre pays et a par conséquent accumulé un certain nombre de commentaires liés à la réglementation, la CCSN pourrait les examiner lors de l’examen préalable de la conception, aux conditions suivantes :
le fournisseur est responsable d’obtenir et de fournir l’information revue ou certifiée à la CCSN dans le cadre de la présentation des documents relatifs à l’examen préalable
le fournisseur doit expliquer en quoi ces renseignements démontrent la conformité de la conception aux exigences canadiennes
la CCSN effectue sa propre évaluation à la lumière de son cadre de réglementation
la CCSN utilise les renseignements présentés pour autant qu’ils soient compatibles avec le processus d’examen de la CCSN
L’examen de la conception d’un fournisseur est divisé en trois phases exigeant chacune des renseignements techniques plus détaillés.
Phase 1 – Intention de respecter les exigences réglementaires : Le personnel de la CCSN évalue l’information présentée à l’appui de la conception du fournisseur et détermine si, de façon générale, la conception et le processus de conception du fournisseur démontrent que les exigences de la CCSN relatives à la conception ont été mises en œuvre (telles que précisées dans le REGDOC-2.5.2 pour les nouvelles centrales nucléaires et dans le RD-367 pour les installations dotées de petits réacteurs) ainsi que les exigences réglementaires connexes.
Phase 2 – Évaluation préalable à l’autorisation : Cette phase permet d’approfondir l’examen et de déterminer s’il y a des obstacles fondamentaux potentiels, existants ou émergents à l’autorisation de la conception du réacteur.
Phase 3 – Suivi préalable à la construction : Dans cette phase, le fournisseur peut décider de donner suite à un ou plusieurs domaines d’intérêt examinés durant les phases 1 et 2 par rapport aux exigences de la CCSN à l’égard d’un permis de construction. Le but du fournisseur est d’éviter un réexamen complet de ces domaines d’intérêt par la CCSN durant l’examen de la demande de permis de construction.
Les phases 1 et 2 de l’examen présentent 19 domaines d’intérêt décrits à l’annexe A et représentant les domaines particulièrement importants pour un futur permis de construction. La phase 3 est élaborée sur mesure, selon chaque cas. Des renseignements détaillés sur les domaines d’intérêt de l’examen figurent à l’annexe A.
Durant l’examen préalable de la conception, le personnel de la CCSN évalue les aspects de la conception liés à la sûreté, à la sécurité et aux garanties afin de cerner les problèmes potentiels en ce qui concerne les exigences techniques et d’autorisation. Les domaines qui ne répondent pas aux exigences réglementaires canadiennes ou aux attentes de la CCSN en matière de conception des nouvelles installations dotées de réacteurs sont identifiés. S’ils ne sont pas corrigés, ces problèmes pourraient constituer des obstacles fondamentaux à la délivrance du permis.
Un obstacle fondamental est une lacune dans la conception ou le processus de conception qui, si elle n'est pas corrigée, pourrait poser un risque important pour les travailleurs, le public ou l’environnement. L’obstacle est considéré comme fondamental lorsqu’il n’y a pas de piste claire et adéquate permettant de résoudre un problème important sur le plan de la sûreté. Un obstacle sera également considéré comme fondamental lorsque la conception proposée de la centrale nucléaire ou du petit réacteur comporte des incertitudes importantes, ou que l’échéancier est tel que le problème ne sera peut-être pas résolu au moment de la présentation d’une demande de permis de construction à la CCSN.
Du point de vue de la conception, les éléments qui suivent présentent des obstacles pour le processus d’autorisation :
le non-respect des exigences réglementaires du Canada
la non-conformité injustifiée avec les exigences réglementaires du Canada, y compris celles présentées dans le REGDOC-2.5.2, le RD-367 ou d’autres documents d’application de la réglementation et normes nationales de conception et d’analyse
la non-conformité injustifiée avec les normes et procédures d’assurance de la qualité de l’analyse de la conception et de la sûreté
une conception pour laquelle des problèmes connus importants pour la sûreté ont été ignorés (c’est-à-dire que la résolution de préoccupations à l’égard de la sûreté soulevées à l’occasion d’examens réglementaires précédents n’a pas été prise en considération)
une conception qui ne respecte pas le principe du niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (principe ALARA, de l’anglais « as low as reasonably achievable »)
méthodes d’ingénierie non éprouvées pour des caractéristiques de conception nouvelles ou novatrices (c.-à-d. insuffisamment étayée par des analyses ou des activités de recherche et développement, ou les deux)
une conception qui, pour être conforme sur le plan de l’exploitation, comporte une complexité opérationnelle inacceptable (p. ex. pour répondre aux exigences réglementaires, la technologie ou le système serait compliqué au point d’entraîner des complexités susceptibles de provoquer d’autres événements dus aux facteurs humains)
4.1	Domaines d’intérêt
Dix-neuf domaines d’intérêt sont examinés durant les phases 1 et 2 de l’examen préalable de la conception et comprennent des sujets de grande importance sur le plan de la sûreté d’une conception, de façon à permettre au fournisseur de résoudre tout problème décelé au début du processus de conception. Le fournisseur peut proposer des domaines d’intérêt supplémentaires, propres à la conception du réacteur.
Les 19 domaines d’intérêt sont les suivants :
description générale de l’installation, défense en profondeur, objectifs et buts en matière de sûreté, critères d’acceptation des doses
classification des structures, systèmes et composants
conception nucléaire du cœur du réacteur
conception et qualification du combustible
systèmes de contrôle et salles de commande :
systèmes de contrôle du réacteur
système(s) d’alimentation électrique d’urgence
systèmes d’arrêt d’urgence du réacteur
systèmes de refroidissement d’urgence du cœur du réacteur et systèmes d’évacuation d’urgence de la chaleur
enceinte de confinement, structures de confinement et ouvrages de génie civil importants pour la sûreté
prévention et atténuation des accidents hors dimensionnement (AHD) et des accidents graves
analyses de la sûreté (analyse déterministe de la sûreté, étude probabiliste de sûreté) et dangers internes et externes
conception des enveloppes sous pression
criticité hors cœur
robustesse, garanties et sécurité
programme de recherche et développement du fournisseur
système de gestion du processus de conception et assurance de la qualité de la conception et de l’analyse de la sûreté
intégration du déclassement dans les facteurs de conception
L’annexe A donne une description des objectifs et de la portée de chaque domaine visé.
4.2	Phase 1 de l’examen de la conception d’un fournisseur
Le fournisseur peut commencer la phase 1 de l’examen dès que l’ébauche de la conception est achevée et que le programme d’ingénierie de base est à un stade avancé ou est achevé, car cette phase s’effectue au moyen de renseignements de haut niveau sur la conception.
Dans le cadre de la phase 1, le personnel de la CCSN examine la documentation soumise par rapport aux principaux domaines des documents REGDOC-2.5.2 ou RD-367 (selon le type de réacteur proposé par le fournisseur) et à toutes les autres exigences réglementaires connexes. Cet examen est effectué afin d’évaluer si la conception et les processus de conception du fournisseur démontrent que les exigences réglementaires canadiennes relatives à la conception et à l’analyse de la sûreté ont été mises en œuvre.
Le fournisseur doit démontrer que la conception prévue satisfait aux exigences des documents REGDOC-2.5.2 ou RD-367 et aux exigences réglementaires connexes au moyen de la description des programmes envisagés.
4.2.1	Domaines d’intérêt de la phase 1 et renseignements à fournir par le fournisseur
Pour démontrer que la conception répond aux objectifs de la phase 1 de l’examen, le fournisseur doit présenter, pour chaque domaine d’intérêt, les renseignements suivants :
une démonstration de la conformité aux sections pertinentes des documents REGDOC-2.5.2 ou RD-367, et aux exigences réglementaires connexes
une analyse de la sûreté suffisamment détaillée pour démontrer la pertinence des principes de conception
des renseignements sur la conception, tels que guides, exigences, descriptions et manuels de conception
des renseignements relatifs aux conceptions ou aux méthodes qui sont nouvelles ou utilisées pour la toute première fois, le cas échéant
une voie à suivre pour résoudre toutes les questions de sûreté en suspens, y compris les travaux de recherche et développement
4.2.2	Critères d’examen
Les documents présentés sont évalués par rapport aux exigences et aux attentes propres à chaque domaine d’intérêt de l’examen, notamment :
règlements de la CCSN :
documents d’application de la réglementation de la CCSN :
REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires
RD-367, Conception des installations dotées de petits réacteurs
REGDOC-2.4.2, Analyse de la sûreté : études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires
G-129, Maintenir les expositions et les doses au « niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) »
G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées
Groupe CSA et autres normes nationales :
CSA-N285.0-F08/Série N285.6-F08, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU/Normes sur les matériaux des composants de réacteurs des centrales nucléaires CANDU
CSA N287.1-F14 (2014), Exigences générales relatives aux enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires
CSA N293-F12, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires
CSA N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires
CSA N289.1 – F08, Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires CANDU
CNRC 53301F, Code national du bâtiment du Canada
CNRC 53303F, Code national de prévention des incendies du Canada
Le fournisseur peut proposer l’utilisation d’autres codes et normes; il doit toutefois fournir des informations décrivant dans quelle mesure ces autres normes sont globalement équivalentes aux normes et aux codes canadiens. Cette analyse comparative est essentielle pour démontrer que le fournisseur comprend les exigences canadiennes.
On commencera aussi à examiner dans quelle mesure les questions de sûreté génériques ou en suspens ont été résolues et si la base de connaissances relatives aux caractéristiques de conception nouvelles ou novatrices a été établie.
4.2.3	Informations relatives à la gestion du projet
Les activités de la phase 1 font partie d’un plan de projet d’examen préalable de la conception, lequel fait partie de l’entente de services.
La réalisation de la phase 1 d’un examen préalable de la conception nécessite habituellement huit mois à un an, selon un délai convenu par le fournisseur et la CCSN. On estime que cette phase de l’examen exige environ 5 000 heures de travail, parfois plus selon la qualité des renseignements qui documentent les nouvelles conceptions ou méthodes, ou le souhait du fournisseur que l’entente de services inclue l’examen de domaines d’intérêt supplémentaires.
4.2.4	Livrables du projet
À la fin de la période d’examen, la CCSN délivrera au fournisseur un rapport récapitulatif de la phase 1 contenant les conclusions relatives à chaque domaine d’intérêt et les fondements de ces conclusions.
Lorsque l’examen indique des domaines d’intérêt nécessitant des travaux supplémentaires de la part du fournisseur pour démontrer l’intention de satisfaire aux exigences du REGDOC-2.5.2 ou du RD-367, la CCSN informera le fournisseur de toute lacune. Le fournisseur a la responsabilité d’expliquer de quelle façon il entend combler ces lacunes.
Le rapport de la phase 1 de l’examen préalable est traité comme de l’information commercialement sensible et n'est pas accessible au public. Cependant, la CCSN prépare un sommaire, qui est affiché sur son site Web afin de communiquer les résultats généraux au public et aux autres parties intéressées.
4.3	Phase 2 de l’examen de la conception d’un fournisseur
Le fournisseur peut demander que la phase 2 de l’examen soit effectuée dès que le programme d’ingénierie de base est bien avancé ou achevé. Les résultats de la phase 2 de l’examen permettent au fournisseur d’élaborer un rapport préliminaire d’analyse de sûreté qui servira à préparer les documents que soumettra le demandeur à l’appui d’une éventuelle demande de permis de construction (pour un site particulier).
Cette phase permet de déterminer s’il y a des obstacles fondamentaux potentiels, existants ou émergents à l’autorisation de la conception du réacteur. Elle sert à donner à la CCSN la certitude que le fournisseur a pris en compte ses exigences en matière de conception. L’on examine aussi dans quelle mesure les questions de sûreté génériques ou en suspens ont été résolues. En outre, le personnel de la CCSN réalise un audit du processus de conception afin de vérifier s’il a été mis en œuvre correctement et conformément aux politiques et aux procédures du fournisseur.
Pour la phase 2 de l’examen, une attention particulière est accordée à l’examen des domaines d’intérêt présentant de nouvelles caractéristiques ou méthodes de conception afin de s’assurer que le fournisseur a effectué ou a prévu des essais et des analyses pour démontrer la pertinence de la conception.
Dans la phase 2, le fournisseur doit aussi fournir des renseignements pour démontrer comment il est en train de régler les problèmes relevés durant la phase 1.
La phase 2 de l’examen se fait également avec les 19 domaines d’intérêt, mais elle requiert des informations plus détaillées pour chaque domaine d’intérêt afin qu’on puisse conclure que la conception du réacteur et les analyses justificatives répondent aux objectifs de cette phase, à savoir que les activités du fournisseur liées à la conception et à la sûreté satisfont aux exigences canadiennes.
4.3.2	Critères d’examen
Les critères d’examen utilisés dans la phase 2 restent les mêmes que ceux utilisés dans la phase 1. Toutefois, cette phase pousse plus loin l’examen et vise à déterminer s’il y a des obstacles fondamentaux potentiels, existants ou émergents à l’autorisation de la conception du réacteur.
Les activités de la phase 2 font partie d’un plan général de projet d’examen préalable de la conception, qui fait partie de l’entente de services.
La réalisation de la phase 2 de l’examen préalable de la conception nécessite habituellement douze à dix-huit mois, selon un délai convenu par le fournisseur et la CCSN. On estime que l’examen exige 9 500 heures de travail, parfois plus selon la qualité des renseignements qui documentent les nouvelles conceptions ou méthodes, ou le souhait du fournisseur que l’entente de services inclue l’examen de domaines d’intérêt supplémentaires.
4.3.4	Livrables dans le cadre du projet
À la fin de la phase 2 de l’examen, la CCSN délivre au fournisseur un rapport récapitulatif de la phase 2 contenant les conclusions relatives à chaque domaine d’intérêt et les fondements de ces conclusions.
Pour tous les domaines d’intérêt nécessitant du travail supplémentaire de la part du fournisseur afin de démontrer que la conception satisfera aux exigences de la CCSN, celle-ci utilise l’énoncé suivant :
« Cette conclusion est assujettie à la réalisation des activités prévues par [nom du fournisseur et du réacteur], en
particulier celles liées à : [liste des domaines d’intérêt de l’examen] ».
Le rapport sur la phase 2 de l’examen préalable est traité comme de l’information commercialement sensible et n'est pas rendu public par la CCSN. Cependant, la CCSN prépare un sommaire du rapport de la phase 2, qui est affiché sur son site Web afin de communiquer les résultats de haut niveau au public et aux autres parties intéressées.
Un fournisseur peut demander que la phase 3 soit effectuée lorsque la phase 1 et la phase 2 ont été exécutées. Le fournisseur ne doit pas faire entreprendre la phase 3 avant le lancement du programme d’ingénierie détaillé de la conception (non propre à un site). Ceci a généralement lieu lorsque le fournisseur est derrière un titulaire de permis préparant une demande de permis de construction.
Dans cette phase, le fournisseur peut décider de donner suite à un ou plusieurs domaines d’intérêt traités durant la phase 1 et la phase 2 par rapport aux exigences de la CCSN à l’égard d’un permis de construction. Le fournisseur peut également chercher à confirmer si des aspects plus spécifiques de la conception et des activités connexes satisferont aux critères de conception et d’analyse de la sûreté figurant dans les documents suivants :
REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires ou RD-367, Conception des installations dotées de petits réacteurs (selon le cas)
REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté (selon le cas)
4.4.1	Domaines d’intérêt et renseignements à fournir par le fournisseur
Pour la phase 3, le fournisseur fournit tout renseignement supplémentaire nécessaire permettant de procéder aux analyses de suivi. Axés sur des domaines d’intérêt particuliers, ces renseignements sont convenus par les deux parties avant le début des activités de phase 3.
4.4.2	Critères d’examen
Les critères d’examen de la phase 3 figurent dans les documents REGDOC-2.5.2, RD-367 et REGDOC-2.4.1.
4.4.3	Renseignements relatifs à la gestion du projet
Les activités de la phase 3 sont généralement convenues par les deux parties à la fin de la phase 2 et sont saisies dans une modification du plan général du projet d’examen préalable de la conception. À ce moment, on modifie également l’entente de services afin d’ajouter la portée des travaux supplémentaires, les échéanciers et le budget.
La portée et la profondeur de la phase 3 d’un examen préalable varient d’un fournisseur à l’autre. L’échéancier de la phase 3 est établi au cas par cas, en fonction des besoins du fournisseur. Étant donné que l’examen est considérablement plus détaillé (comparable au niveau d’analyse de l’examen d’un permis de construction), le fournisseur devrait être conscient du fait que la phase 3 d’un examen préalable peut s’effectuer sur plusieurs années, avec un coût proportionnel à la portée et à la profondeur de l’examen.
4.4.4	Livrables du projet
À la fin de la phase 3 de l’examen, la CCSN délivre au fournisseur un rapport récapitulatif de cette phase contenant un résumé des analyses ou toutes conclusions supplémentaires liées à chaque domaine d’intérêt, accompagnées des fondements de ces conclusions.
Le rapport de la phase 3 de l’examen préalable est traité comme de l’information commercialement sensible et n'est pas accessible au public. Cependant, dans le cadre du rapport de la phase 3, la CCSN affiche un sommaire sur son site Web afin de communiquer les résultats au public et aux autres parties intéressées.
Le tableau qui suit décrit les 19 domaines d’intérêt utilisés pour évaluer la conception du réacteur d’un fournisseur. Ces domaines d’intérêt ne couvrent pas tous les aspects d’un examen complet d’une conception, mais ils reflètent les principaux domaines à prendre en compte par un fournisseur dans une future demande de construction d’une installation dotée de réacteurs. La portée et les objectifs énumérés pour la phase 1 et la phase 2 sont les mêmes; toutefois, la phase 2 de l’examen est considérablement plus détaillée afin de confirmer que le fournisseur applique les critères de conception présentés dans la phase 1.
Objectifs et portée de l’examen
comprendre l’aménagement général de l’installation et le fonctionnement général des principaux systèmes importants pour la sûreté
déterminer avec une certitude raisonnable si les dispositions prises dans la conception satisfont aux attentes et aux exigences réglementaires de la CCSN en ce qui a trait à la défense en profondeur, aux objectifs et buts en matière de sûreté et aux critères d’acceptation des doses
Portée de l’examen
description et plan généraux de l’installation (fonctionnement des principaux systèmes importants pour la sûreté)
façon d’appliquer les principes de défense en profondeur dans la conception de manière à ce que la conception satisfasse aux objectifs et buts en matière de sûreté (critères d’acceptation des doses et objectifs de sûreté) pour tous les états de l’installation, du mode d’exploitation normale aux accidents hors dimensionnement (AHD)
Classification des structures, systèmes et composants (SSC)
déterminer avec une certitude raisonnable si les dispositions prises dans la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfont aux attentes et aux exigences réglementaires de la CCSN en ce qui a trait à la classification de sûreté des SSC et aux exigences d’autres classifications spécifiques (par ex. la qualification sismique et environnementale)
principes, approche et critères d’acceptation de la classification de sûreté
façon dont la classification de sûreté est liée aux codes et aux normes (par ex. enveloppes de pression, exigences sismiques, etc.)
examen de la classification de sûreté de certains SSC, cités à titre d’exemple
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait à la conception nucléaire du cœur du réacteur
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN en ce qui concerne la conception nucléaire du cœur du réacteur
confirmer que le fournisseur a démontré, avec un degré de confiance raisonnable, que les principes de sûreté, tels que les caractéristiques de sûretés inhérentes, le critère de défaillance unique et la défense en profondeur, seront respectés par la conception du cœur.
description de la conception matérielle du cœur (géométrie, matériaux, etc.)
modèles et méthodes de calcul utilisés, y compris l’analyse des incertitudes
outils employés pour la conception et l’analyse de la physique, y compris la vérification et la validation des outils utilisés pour la conception
limites et conditions d’exploitation du cœur, instrumentation et contrôle du cœur et combustible nucléaire
physique et coefficients de réactivité, y compris les effets du coefficient de puissance de réactivité
mesures d’intervention de base dans l’analyse des accidents
contrôle de la puissance (pour assurer la conformité aux exigences en matière de conception, en particulier celles relatives aux éléments linéaires), y compris les aspects liés à la perte du contrôle de la réactivité
soutien aux programmes de recherche et développement
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait à la conception du combustible
confirmer que la conception du combustible répond aux attentes de la CCSN liées à la conception du combustible, y compris les aspects liés au rendement du combustible, aux limites sur le plan opérationnel et de la sûreté, à la manutention du combustible et au stockage
conception mécanique et thermohydraulique des éléments et assemblages de combustible (géométrie, matériaux, etc.)
programmes globaux de qualification de la conception du combustible en mode d’exploitation normale et lors d’accidents hypothétiques
aspects liés à la fabrication de la conception du combustible, y compris les propriétés des matériaux
base de données utilisée pour l’exploitation normale et lors d’accidents hypothétiques (y compris les évaluations de la qualification des modèles utilisés pour les gaz de fission et de la conception du volume du plénum)
outils de conception utilisés (par exemple, programmes informatiques), y compris la vérification et la validation
analyse des incertitudes
limites de sûreté du combustible
analyses des comportements du combustible en cas d’accidents
interaction du combustible avec les autres composants du réacteur pour tous les états de la centrale (du mode d’exploitation normale aux AHD) et le caloporteur primaire (par ex. chimie)
limites et conditions de fonctionnement et de sûreté pour le combustible
description de haut niveau des aspects liés à la manutention du combustible
système(s) de détection du combustible défectueux
capacité de stockage du combustible frais et irradié
programmes de recherche et développement à l’appui
a) systèmes de contrôle du réacteur
b) instrumentation et contrôle
c) salles de commande
d) système(s) d’alimentation électrique d’urgence
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait aux systèmes de contrôle du fonctionnement des systèmes, structures et composants importants pour la sûreté
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN en ce qui concerne les systèmes d’instrumentation et de contrôle et leur déploiement
dispositions prises pour la conception du contrôle global de l’installation, notamment :
détails de la conception actuelle et descriptions des systèmes de contrôle qui vont surveiller et contrôler le fonctionnement des systèmes, structures et composants importants pour la sûreté
description par le fournisseur des interactions avec les autres systèmes de contrôle, systèmes électriques et systèmes de soutien (systèmes d’air d’instrumentation, systèmes de CVCA, etc.)
description des salles de commande principale et auxiliaire, y compris le(s) centre(s) de soutien d’urgence
description de la façon dont les systèmes de contrôle satisfont aux exigences en matière de défense en profondeur de niveau 1 et de niveau 2
description de la façon dont la conception des systèmes de contrôle maintient la séparation physique entre les systèmes fonctionnels et les systèmes de sûreté, et assure une redondance et une diversité suffisantes
description des dispositions prises dans la conception pour la régulation du réacteur (contrôle du réacteur)
capacité d’atténuer les conséquences des incidents de fonctionnement prévus et celles non atténuées par le système de contrôle ou de protection du réacteur
vérification et qualification de la conception en mode de fonctionnement normal et en cas d’incidents de fonctionnement prévus
limites et conditions de fonctionnement en cas de défaillance des systèmes de contrôle ou de protection du réacteur
Systèmes d’arrêt d’urgence
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait aux dispositions prises dans la conception des
« systèmes d’arrêt d’urgence »
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN en ce qui concerne les systèmes d’arrêt d’urgence
conception et description des méthodes permettant d’arrêter le réacteur, notamment :
logique de mise à l’arrêt
logiciels et matériel informatique
paramètres de déclenchement et valeurs seuil du déclenchement
dispositions relatives à l’actionnement
caractéristiques physiques des « poisons »
facteurs humains ou interactions avec les opérateurs de la salle de commande principale et des installations de commande auxiliaires
aspects physiques tels que l’efficacité dans le temps, la valeur de réactivité, le critère de défaillance unique comprenant la défaillance d’un élément de grande envergure, l’efficacité à court et à long terme
suffisance de la conception pour assurer une défense en profondeur de niveau 3
mesures prises en ce qui concerne la couverture de déclenchement, y compris la façon d’utiliser les seuils de déclenchement et la justification du nombre de paramètres de déclenchement et de paramètres ou systèmes de soutien
redondance, diversité et fiabilité utilisées pour s’assurer que les systèmes d’arrêt d’urgence sont toujours disponibles en cas de besoin
description des divers états d’arrêt garantis à utiliser par la conception
façon de maintenir la séparation entre les systèmes de contrôle ou de protection du réacteur et les autres systèmes de protection, de contrôle ou de régulation
interface entre les systèmes d’arrêt d’urgence et les autres composants du réacteur, tels que le caloporteur primaire et le modérateur
effets chimiques (le cas échéant)
aspects liés à la fabrication des dispositifs de déclenchement de l’arrêt d’urgence
Systèmes de refroidissement d’urgence du cœur du réacteur et d’évacuation d’urgence de la chaleur
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait aux systèmes de refroidissement d’urgence du cœur du réacteur et aux systèmes d’évacuation d’urgence de la chaleur
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN en ce qui concerne le(s) système(s) de refroidissement d’urgence du cœur du réacteur et les systèmes d’évacuation d’urgence de la chaleur
En ce qui concerne les systèmes de refroidissement d’urgence du cœur (SRUC), le fournisseur doit décrire :
la conception de base des systèmes de refroidissement d’urgence du cœur du réacteur et la façon dont ceux-ci empêchent les dommages au cœur du réacteur
les systèmes de soutien et d’interfaces aux SRUC
la principale fonction des SRUC et l’événement posant le plus de difficultés
la façon dont les exigences de conception tiendront compte des conceptions éprouvées, de l’expérience acquise en exploitation et des facteurs liés à l’implantation de la centrale
Cet examen se penche également sur les codes et normes que le fournisseur propose d’utiliser pour la conception des SRUC.
En ce qui concerne les systèmes d’évacuation d’urgence de la chaleur, le fournisseur doit décrire :
la conception de base des systèmes d’évacuation d’urgence de la chaleur et la façon dont ceux-ci empêchent les dommages au cœur du réacteur ou aux enveloppes sous pression
les systèmes de soutien et d’interfaces aux systèmes d’évacuation d’urgence de la chaleur
la fonction principale de chaque système d’évacuation d’urgence de la chaleur
l’analyse des événements les plus problématiques qui devront être atténués par ces systèmes
la façon dont les exigences de conception envisagent de tenir compte des conceptions éprouvées, de l’expérience acquise en exploitation et des facteurs liés à l’implantation de l’installation
Cet examen se penche également sur les codes et normes que le fournisseur propose d’utiliser pour la conception des systèmes d’évacuation d’urgence de la chaleur.
confirmer que le fournisseur a correctement compris et interprété les attentes de la CCSN en matière de conception de l’enceinte de confinement, des structures de confinement et des caractéristiques d’atténuation ou de conception complémentaires couvrant toute la gamme des conditions d’exploitation normale du réacteur et des conditions d’accident. Ceci comprend les accidents hors dimensionnement et les accidents graves
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN relatives au rendement et à la conception des structures de confinement
évaluer la portée et l’exhaustivité de la conformité de la conception du confinement aux exigences réglementaires de la CCSN (REGDOC-2.5.2 ou RD-367)
description des structures et des systèmes de confinement, comprenant des descriptions des éléments suivants :
actionnement du système (paramètres de déclenchement par liste et numéros)
logique des systèmes d’instrumentation et de contrôle (y compris des logiciels connexes)
équipement important
propriétés physiques et chimiques des substances destinées au refroidissement (par ex. qualité particulière de l’eau ordinaire, eau déminéralisée, eau brute)
indépendance et séparation
exigences relatives aux structures de confinement, y compris les dangers externes (par ex. la qualification sismique et environnementale)
outils de conception et d’analyse, y compris la vérification et la validation des outils et l’analyse des incertitudes. Il faudrait y inclure les outils et méthodes utilisés pour réaliser les analyses déterministes et les études probabilistes de sûreté des accidents graves
les méthodes employées pour prévenir ou atténuer le contournement de l’enceinte ou des structures de confinement
les moyens de contrôle des rejets radioactifs
la description du programme d’atténuation et de gestion des accidents graves
la description des caractéristiques de conception complémentaires
l’examen des autres structures de génie civil importantes pour la sûreté :
but, caractéristiques fonctionnelles et structurelles, classe de sûreté
systèmes de sûreté et systèmes de support en matière de sûreté
substances radioactives et substances dangereuses
qualification sismique et environnementale
robustesse à l’égard des dangers externes
Atténuation des conditions additionnelles de dimensionnement
confirmer que le fournisseur comprend les attentes de la CCSN en ce qui a trait aux dispositions prises dans la conception pour la prévention et l’atténuation des accidents graves
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN en ce qui concerne les dispositions en matière de prévention et d’atténuation des accidents graves
confirmer que les mesures de confinement prises à l’égard des accidents graves permettent d’obtenir une assurance raisonnable
critères de sélection des scénarios d’AHD et d’accidents graves
description des outils d’analyse (programmes informatiques) utilisés, y compris la vérification et la validation
analyses déterministes de quelques (2 ou 3) scénarios d’accidents graves classiques et analyse de la progression des accidents graves
descriptions des éléments suivants :
systèmes et équipements de la centrale permettant d’atténuer les accidents graves et niveaux de confiance quant au fonctionnement correct de ces équipements
caractéristiques de conception complémentaires et barrières permettant d’empêcher la progression des accidents graves
facteurs susceptibles de menacer l’intégrité du confinement (tels que les vapocraquages, l’interaction entre le combustible en fusion et le béton, la combustion de gaz inflammables, la surpression) et caractéristiques de conception du confinement permettant d’assurer que le confinement
satisfait aux critères de rendement du document REGDOC-2.5.2 ou RD-367 en cas d’accident grave
instruments permettant de surveiller les rayonnements et les paramètres critiques de sûreté et d’assurer la gestion des accidents graves
mesures mises en place pour éviter tout retour à la criticité des matériaux du cœur
mesures relatives au blindage radiologique
activités de recherche et développement achevées, en cours ou futures liées à ce domaine d’intérêt, y compris les calendriers d’achèvement et la description des installations expérimentales, le cas échéant
– analyse déterministe de la sûreté
– étude probabiliste de sûreté
– dangers internes et externes
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait à l’analyse de la sûreté présentée pour la conception
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN en ce qui concerne l’étude probabiliste de sûreté (de niveau 1 et de niveau 2) et l’analyse déterministe de la sûreté
le processus destiné à l’analyse déterministe de la sûreté et l’état d’avancement pour la conception
les études probabilistes de sûreté de niveau 1 et de niveau 2
le processus destiné à l’analyse des dangers internes et externes (par ex. la prise en compte des inondations et des incendies internes dans les études probabilistes de sûreté, des aléas sismiques et des autres dangers externes, y compris la protection contre les tornades), ainsi que les progrès réalisés et les résultats obtenus pour la conception
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait à la conception des enveloppes sous pression
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN en ce qui concerne les enveloppes sous pression
méthode générale adoptée pour la conception des enveloppes sous pression
conception des enveloppes sous pression destinées au système de refroidissement du réacteur, aux systèmes de sûreté et aux systèmes de support en matière de sûreté
méthode générale de protection contre les surpressions, y compris les systèmes de confinement de la radioactivité
protection contre la surpression du système de refroidissement du réacteur
prise en compte de la défaillance des enveloppes sous pression tributaire (par ex., effet d’essuyage)
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait à la conception de la protection contre les incendies
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN en ce qui concerne la protection contre les incendies
méthode et stratégie générales de conception en matière de protection contre l’incendie, y compris les exigences liées à la conception des systèmes de lutte contre l’incendie (y compris les systèmes de détection et d’extinction)
examen des aspects structurels de la protection contre l’incendie, tels que la résistance au feu des parois et des portes pour les compartiments résistant au feu qui contiennent des systèmes de sûreté et des systèmes importants pour la sûreté
description des mesures de protection contre l’incendie mises en oeuvre dans l’enceinte et les structures de confinement
stratégies et mesures permettant d’avertir le personnel de la centrale en cas d’incendie ou de situations susceptibles de déclencher un incendie (par ex. annonces, alarmes de haute températures pour les sources d’inflammation potentielles)
stratégie et mesures de contrôle des systèmes de protection contre l’incendie
la façon dont la conception de la protection contre les incendies tient compte des facteurs humains
une description de la façon dont les systèmes de protection contre l’incendie sont reliés aux autres systèmes, y compris les interfaces entre les tranches en cas de partage de systèmes communs
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait à la conception de la radioprotection
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN en ce qui concerne les dispositions en matière de radioprotection
attentes et exigences en matière de conception et objectifs relativement à la radioprotection
description de la façon dont le principe du « niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre » (principe ALARA, de l’anglais as low as reasonably achievable) est mis en œuvre dans la conception, y compris la description du zonage radiologique et des mesures prévues pour contrôler l’accès du personnel aux différentes zones
description des doses reçues par les différents groupes, sur le site et hors site, pour une centrale générique utilisant cette conception
processus et instruments de surveillance des rayonnements proposés pour l’exploitation normale et en cas d’incident de fonctionnement prévu et d’accident de dimensionnement
description générale des mesures de radioprotection prévues par la conception de l’installation pour la manipulation, le traitement et le stockage des déchets radioactifs (en tenant compte des quantités anticipées de déchets radioactifs produites sur une base annuelle et au cours du cycle de vie utile de l’installation)
description des plans et voies d’évacuation pour les travailleurs de la centrale
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait à la conception en matière de prévention de la criticité hors cœur
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN relatives aux mesures de prévention de la criticité hors cœur
attentes et exigences en matière de conception et objectifs relativement à la prévention de la criticité hors cœur
description des mesures de conception prises pour prévenir la criticité hors cœur, y compris le stockage du combustible épuisé, le stockage du combustible frais et le transport du combustible à l’intérieur et hors de l’installation
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait aux dispositions en matière de robustesse, de sécurité et de garanties dans la conception
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN en ce qui concerne les dispositions en matière de robustesse, de sécurité et de garanties dans la conception
attentes et exigences en matière de conception et objectifs relativement à la résistance des bâtiments et des systèmes aux événements ou menaces externes, y compris le contrôle de l’accès du personnel aux structures, systèmes et composants de la centrale (en particulier les salles de commande)
attentes et exigences en matière de conception et objectifs relativement à la sécurité et aux garanties, y compris les dispositions liées à la cybersécurité
évaluer le programme de recherche et développement (R-D) global du fournisseur et examiner :
la gouvernance du programme et les contrôles
la portée et la profondeur du programme global (en particulier dans les domaines faisant appel à de nouvelles méthodes de conception)
dans quelle mesure le programme appuiera-t-il le dossier de sûreté de la conception en admettant qu'un demandeur de permis la choisisse en vue de la construction
la possibilité de combler les lacunes de la conception en temps utile afin de satisfaire aux exigences réglementaires, en cas de sélection de la conception en vue de la construction (par ex. clarifier les « zones floues » de la conception, réduire les incertitudes)
la façon dont la poursuite des activités de R-D servira aux titulaires de permis après la construction de l’installation et lors de l’exploitation de celle-ci
description de haut niveau de toutes les activités de R-D étayant la conception, y compris les installations de recherche dont dépend ou va dépendre le programme de R-D (y compris l’installation de R-D indépendantes du fournisseur)
programmes de mise à l’essai et de qualification à l’appui de la conception
description de tous les nouveaux outils de conception (programmes
informatiques, etc.), y compris les outils de vérification et de validation et les évaluations des incertitudes
Système de gestion du processus de conception et assurance de la qualité dans l’analyse de la conception et de la sûreté
attentes de la CCSN en ce qui a trait aux mesures de contrôle de la conception appliquées à l’analyse de la conception et de la sûreté du réacteur
confirmer que la conception évolue dans le cadre de mesures de conception contrôlées permettant de confirmer que les mesures de contrôle de la conception du fournisseur sont conformes aux attentes de la CCSN. (Phase 2 de la vérification de la CCSN)
description de la façon dont le fournisseur assure la gestion de la conception (y compris l’intégration des résultats de R-D dans la conception)
description des mesures de contrôle de la conception et indication à savoir si elles correspondent aux attentes de la norme CSA-N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires et du REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires
processus d’intégration dans la conception de la capacité de fabriquer, de construire, d’exploiter et d’entretenir le réacteur
processus d’intégration dans la conception de l’expérience d’exploitation acquise dans l’industrie
processus d’établissement et de tenue à jour de méthodes de gestion de la configuration, y compris le contrôle de l’information et des changements
confirmer que le fournisseur comprend les attentes et les exigences réglementaires de la CCSN en ce qui a trait aux éléments liés aux facteurs humains dans la conception
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, satisfait aux attentes de la CCSN en ce qui concerne l’apport des facteurs humains dans la conception et qu'elle comprend un examen permettant de déterminer si les aspects liés aux facteurs humains de la conception répondent aux attentes de la CCSN
principes généraux concernant la mise en œuvre des facteurs humains dans la conception
programme d’ingénierie des facteurs humains et façon dont il est intégré dans les activités de conception globales
façon d’intégrer les facteurs humains dans les interfaces entre les opérateurs principaux et le personnel chargé de l’entretien, y compris :
salle(s) de commande principale(s) de la centrale
salle(s) de commande auxiliaire(s)
centre de soutien d’urgence
interfaces de terrain importantes pour la sûreté
Intégration du déclassement dans la conception
confirmer que le fournisseur comprend les exigences réglementaires et les attentes de la CCSN en ce qui a trait aux mesures de conception concernant le déclassement futur à la fin de la durée de vie utile de l’installation
confirmer que la conception, au fur et à mesure de son évolution, tient compte des activités liées au déclassement futur, afin de réduire le plus possible les doses reçues par les travailleurs et les effets sur l’environnement en raison des activités de déclassement et des déchets radioactifs
principes généraux concernant la mise en œuvre des aspects liés au déclassement au tout début de la conception (effectué conformément au document de l’OCDE AEN-6833, Decommissioning Considerations for New Nuclear Power Plants)
description générale de la façon dont l’installation sera déclassée en fin de vie
description des techniques de déclassement proposées et état final des principaux composants de l’installation, en particulier ceux liés aux systèmes du réacteur et aux systèmes d’interface susceptibles d’être contaminés au cours de la durée de vie de l’installation
Description générale de la quantité de déchets radioactifs prévus à la suite du déclassement, y compris la remise en état à mi-vie ou le remplacement prévu de structures, systèmes ou composants importants au cours de la durée de vie utile de l’installation.
Événement inattendu, y compris les erreurs opérationnelles, les défaillances de l’équipement ou autres contretemps, dont les conséquences ou les conséquences potentielles ne sont pas négligeables du point de vue de la protection ou de la sûreté. 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 ou de sûreté sont négligeables ne sont pas des accidents.
accident de dimensionnement
Conditions d’accident pour lesquelles une centrale nucléaire est conçue, selon les critères d’acceptation établis, et pour lesquelles les dommages causés au combustible et les rejets de matières radioactives sont maintenus dans les limites autorisées.
Conditions d’accident plus graves qu’un accident de dimensionnement et qui entraînent une détérioration importante du cœur du réacteur.
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 dégradation du cœur du réacteur.
acheteur éclairé (client intelligent)
Organisation ayant une compréhension et une connaissance approfondies du produit ou du service fourni. Dans le contexte de la sûreté nucléaire, l’organisation sait ce qui est exigé, comprend parfaitement la nécessité des services d’un fournisseur, précise les exigences, supervise les travaux et procède à l’examen technique des extrants avant, pendant et après la mise en œuvre.
État sous-critique du réacteur présentant une marge définie pour éviter un retour à la criticité sans intervention externe.
Mesures destinées à limiter l’étendue des dommages touchant le cœur, à prévenir l’interaction entre de la matière fondue et les structures de confinement, à maintenir l’intégrité du confinement et à réduire au minimum les rejets hors d’une installation en cas d’accident.
Dans le contexte d’un examen préalable de la conception, planification globale et philosophies garantissant que chaque aspect de la conception matérielle tiendra compte de la sûreté, de la sécurité et des garanties dans toutes les conditions qu'elle est susceptible de rencontrer au cours de son cycle de vie.
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 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
Défaillance résultant de la perte de capacité d’un système ou d’un composant l’empêchant d’exécuter sa (ses) fonction(s) de sûreté prévue(s) et toute défaillance résultant de cette défaillance unique.
Ensemble intégré d’arguments et de preuves pour établir la sûreté d’une installation. Le dossier de sûreté comprend normalement une évaluation de la sûreté, mais peut aussi contenir des renseignements (avec preuves et raisonnements à l’appui) sur la solidité et la fiabilité de l’évaluation de la sûreté et des hypothèses qui s’y trouvent.
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.
fonction de sûreté
Fins déterminées que doivent atteindre une structure, un système ou un composant pour la sûreté, notamment celles nécessaires pour prévenir les conditions d’accidents et pour en atténuer les conséquences.
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
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 est surveillé par l’opérateur ou pour celui-ci, et peut être contrôlé par celui-ci.
Matière qui réduit l’énergie neutronique par diffusion sans capture appréciable. Les matières qui présentent un intérêt crucial sont celles qui contiennent des noyaux légers présentant de grandes sections efficaces de diffusion et des sections efficaces d’absorption relativement faibles.
niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) – compte tenu des facteurs économiques et sociaux
Principe de radioprotection en vertu duquel les mesures de protection mises en œuvre pour minimiser l’exposition aux radiations sont optimisées par rapport à la réduction du risque désiré et le coût de leur mise en œuvre.
programme de gestion des accidents graves (GAG)
Programme qui établit les deux éléments suivants :
les mesures à prendre pour prévenir des dommages graves au cœur du réacteur, pour atténuer les conséquences des dommages au cœur s’il devait y en avoir et pour placer, à long terme, le réacteur dans un état stable et sécuritaire
les mesures préparatoires nécessaires à la mise en œuvre de ces mesures
système de sûreté
Systèmes importants 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.
Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN), REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires, 2014.
CCSN, RD-367, Conception des installations dotées de petits réacteurs, 2011.
CCSN, RD/GD-369, Guide de présentation d’une demande de permis : Permis de construction d’une centrale nucléaire, 2011.
CCSN, REGDOC-2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté, 2014.
CCSN, REGDOC-2.4.2, Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires, 2005.
CCSN, G-129, Maintenir les expositions et les doses au « niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA) », 2004.
CCSN, REGDOC-2.3.2, Gestion des accidents, version 2, 2015.
CCSN, G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées, 2000.
Groupe CSA, CSA N285.0-F08/SÉRIE N285.6-F08, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU/Normes sur les matériaux des composants de réacteurs des centrales nucléaires CANDU, 2008.
Groupe CSA, CSA N287.1-14 (2014), Exigences générales relatives aux enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires, 2014.
Groupe CSA, CSA N293-2012, Protection contre l’incendie dans les centrales nucléaires.
Groupe CSA, CSA N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires.
Groupe CSA, CSA N289.1 – F08, Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires CANDU.
Conseil national de recherches du Canada, Codes modèles nationaux de construction, CNRC 53301F, Code national du bâtiment du Canada, 2010.
Conseil national de recherches du Canada, Codes modèles nationaux de construction, CNRC53303F, Code national de prévention des incendies du Canada, 2010.