REGDOC-2.6.3 : Aptitude fonctionnelle : Gestion du vieillissement

Préface

Le document d'application de la réglementation REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement, fait partie de la série de documents d'application de la réglementation de la CCSN intitulée Aptitude fonctionnelle, qui porte également sur les programmes de fiabilité et d'entretien pour les centrales nucléaires. La liste complète des séries figure à la fin de ce document et peut être consultée à partir du site Web de la CCSN à suretenucleaire.gc.ca/documents-de-reglementation.

Ce document d'application de la réglementation énonce les exigences de la CCSN relatives à la gestion du vieillissement des structures, des systèmes et des composants (SSC) d'une centrale nucléaire. Il fournit également une orientation sur la façon de satisfaire à ces exigences. Ce document remplace le document d'application de la réglementation RD-334, Gestion du vieillissement des centrales nucléaires, publié en juin 2011.

La gestion du vieillissement englobe les interventions relatives à l'ingénierie, aux opérations, à l'inspection et à l'entretien visant à contrôler, à l'intérieur de limites acceptables, les effets du vieillissement physique et de l'obsolescence des SSC qui se produisent au fil du temps ou à l'usage. Un programme de gestion du vieillissement consiste en un ensemble de politiques, de processus, de procédures, de dispositions et d'activités visant à gérer le vieillissement des SSC d'une centrale nucléaire. Pour une gestion efficace du vieillissement, il faut s'assurer de la fiabilité et de la disponibilité des fonctions de sûreté essentielles tout au long de la durée de vie de la centrale, en conformité avec le fondement d'autorisation.

Le présent document se veut un élément du fondement d'autorisation d'une installation ou d'une activité réglementée. Il sera intégré soit aux conditions et aux mesures de sûreté et de réglementation d'un permis, soit aux mesures de sûreté et de réglementation décrites dans la demande de permis et les documents soumis à l'appui de cette demande.

Table des matières

1.0 Introduction

1.1 Objet

Le document REGDOC-2.6.3, Gestion du vieillissement, énonce les exigences de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) relatives à la gestion du vieillissement des structures, systèmes et composants (SSC) d'une centrale nucléaire. Il fournit également de l'orientation sur la façon de satisfaire à ces exigences.

La gestion du vieillissement des centrales nucléaires exige la disponibilité des fonctions de sûreté requises tout au long de la durée de vie de la centrale, et la prise en considération des changements qui surviennent avec le temps et l'utilisation. Pour ce faire, il faut tenir compte du vieillissement physique et de l'obsolescence des SSC, dans la mesure où ils peuvent avoir des incidences négatives directes ou indirectes sur l'exploitation sûre de la centrale nucléaire.

Le présent document a pour but d'aider les demandeurs et les titulaires de permis à établir, à mettre en œuvre et à améliorer les programmes de gestion du vieillissement (PGV) des centrales nucléaires.

1.2 Portée

Le document Gestion du vieillissement énonce les exigences visant à fournir l'assurance que la gestion du vieillissement est prise en compte, d'une manière adéquate et proactive, dans les différentes phases du cycle de vie d'une centrale nucléaire. Ces phases peuvent s'appliquer à des SSC précis ainsi qu'à l'ensemble de la centrale. Des exigences particulières sont également fournies pour l'établissement, la mise en œuvre et l'amélioration des PGV par l'application d'une démarche systématique et intégrée.

Le présent document établit le cadre à l'intérieur duquel les codes et les normes peuvent être appliqués afin de fournir l'assurance que le vieillissement physique et l'obsolescence des SSC sont gérés efficacement.

Le cas échéant, le présent document peut s'appliquer à des installations nucléaires autres qu'une centrale nucléaire, en tenant dûment compte des différences que présentent le risque potentiel et la complexité des systèmes concernés par rapport à ceux d'une centrale nucléaire.

1.3 Dispositions législatives pertinentes

Les dispositions de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN, la Loi) et de ses règlements qui s'appliquent au présent document sont les suivantes :

• Le paragraphe 24(4) de la LSRN indique ce qui suit : « La Commission ne délivre, ne renouvelle, ne modifie ou ne remplace une licence ou un permis ou n'en autorise le transfert que si elle est d'avis que l'auteur de la demande ou, s'il s'agit d'une demande d'autorisation de transfert, le cessionnaire, 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 sûreté des personnes, pour protéger l'environnement, pour maintenir la sécurité nationale et pour respecter les obligations internationales que le Canada a assumées »
• L'alinéa 3(1)k) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires indique ce qui suit : « La demande de permis comprend les renseignements suivants : [...] k) la structure de gestion du demandeur dans la mesure où elle peut influer sur l'observation de la Loi et de ses règlements, y compris la répartition interne des fonctions, des responsabilités et des pouvoirs »
• Les alinéas 12(1)c) et f) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires indiquent ce qui suit : « Le titulaire de permis : [...] c) prend toutes les précautions raisonnables pour protéger l'environnement, préserver la santé et la sécurité des personnes et maintenir la sûreté des installations nucléaires et des substances nucléaires » et « f) prend toutes les précautions raisonnables pour contrôler le rejet de substances nucléaires radioactives ou de substances dangereuses que l'activité autorisée peut entraîner là où elle est exercée et dans l'environnement »
• Les alinéas 6d), m) et n) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I indiquent ce qui suit : « La demande de permis pour exploiter une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés à l'article 3 :
  d)les mesures, politiques, méthodes et procédures proposées pour l'exploitation et l'entretien de l'installation nucléaire;
  m) les responsabilités, le programme de formation, les exigences de qualification et les mesures de requalification des travailleurs;
  n) les résultats obtenus grâce à l'application du programme de recrutement, de formation et de qualification des travailleurs liés à l'exploitation et à l'entretien de l'installation nucléaire »
• Les alinéas 14(2)a) et c) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I indiquent ce qui suit : « Le titulaire de permis qui exploite une installation nucléaire de catégorie I tient un document sur a) les procédures d'exploitation et d'entretien » et « c) les résultats des programmes d'inspection et d'entretien prévus dans les permis »
• Le paragraphe 14(4) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I indique ce qui suit : « La personne qui est tenue de tenir un document visé aux alinéas (2)a) à d) ou (3)a) à d) en application du présent article le conserve pendant les dix ans suivant l'expiration du permis d'abandon délivré pour l'installation nucléaire de catégorie I »

1.4 Normes internationales

Le présent document est conforme à la philosophie et au contenu technique des normes et des codes modernes. En outre, il se fonde en partie sur les publications internationales suivantes :

• Ageing Management for Nuclear Power Plants, Guide de sûreté no NS-G-2.12 de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) [1]
• Safe Long Term Operation of Nuclear Power Plants, Collection Rapports de sûreté no 57, de l'AIEA [2]
• Glossaire du vieillissement des centrales nucléaires de l'Agence pour l'énergie nucléaire de l'Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE) [3]Titre de premier niveau

2.0 Concept généraux

2.1 Vieillissement et obsolescence des structures, systèmes et composants

Orientation

Les SSC d'une centrale nucléaire subissent deux types de changements au fil du temps :

• le vieillissement physique, où les caractéristiques physiques et/ou de rendement des SSC se dégradent avec le temps ou l'usage
• le vieillissement ou l'obsolescence de la technologie, où les SSC deviennent désuets par rapport aux connaissances, normes et technologies en vigueur

Le vieillissement physique peut, au fil du temps, réduire la capacité d'une structure, d'un système ou d'un composant à exercer ses fonctions de sûreté à l'intérieur des limites et selon les spécifications prises en compte dans le dimensionnement et l'analyse de la sûreté. Plusieurs mécanismes de vieillissement peuvent s'allier en synergie et entraîner des effets de vieillissement inattendus ou accélérés, ou encore la défaillance prématurée d'un composant ou d'un élément structural. L'effet conjugué de multiples composants ou éléments dégradés peut considérablement nuire au rendement en matière de sûreté d'un système ou d'une structure. Par exemple, même si des composants individuels dégradés respectent encore leurs critères d'aptitude au service, l'effet combiné de tous les composants dégradés pourrait entraîner le rendement inacceptable en matière de sûreté d'un système ou d'une centrale.

La sûreté d'une centrale nucléaire peut également être touchée si l'obsolescence des SSC n'est pas établie et corrigée avant que le déclin de ceux-ci en matière de fiabilité et de disponibilité ne se manifeste. Cette conséquence est plus susceptible de s'appliquer aux les systèmes et composants (surtout l'instrumentation, les contrôles et les composants mécaniques) qu'aux principaux éléments structuraux d'une installation (bien qu'on ait déjà observé des exemples dans ces derniers, comme avec les coquilles d'expansion du béton). Les SSC à risque d'obsolescence doivent donc être identifiés pour qu'une réserve adéquate de pièces de rechange soit créée en attendant qu'une solution appropriée soit trouvée. La nature de cette solution dépendra du contexte propre à la situation; par exemple, elle peut comprendre le choix d'autres composants ou pièces d'équipement qui accomplissent la même fonction de sûreté ou la restructuration de la centrale afin de supprimer le besoin des systèmes ou composants désuets.

Le vieillissement physique et l'obsolescence des SSC peuvent augmenter la probabilité de défaillances ou de défaillances d'origine commune, ainsi que la réduction de l'efficacité de la défense en profondeur. Ils peuvent également entraîner :

• le besoin de réduire la puissance du réacteur afin de respecter les marges de sûreté
• des arrêts forcés ou imprévus
• des arrêts pour entretien considérablement prolongés ou plus fréquents
• des inspections additionnelles
• des mesures d'entretien correctif et des réparations
• une augmentation des doses pour les travailleurs concernés
• dans les cas les plus extrêmes, l'arrêt prématuré d'une centrale

Par conséquent, le vieillissement physique et l'obsolescence des SSC des centrales nucléaires devraient être compris et gérés efficacement et de manière proactive à chaque étape du cycle de vie d'une centrale et des SSC, depuis la conception, la fabrication et la construction, la mise en service jusqu'à l'exploitation (y compris l'exploitation prolongée ou à long terme et les arrêts prolongés) ainsi que pendant le déclassement. Une attention particulière devrait être accordée aux phénomènes de vieillissement qui pourraient nuire à la disponibilité des SSC qui, directement ou indirectement, ont des effets négatifs sur l'exploitation sûre de la centrale nucléaire. Il faudrait également porter attention aux effets du vieillissement sur les SSC qui n'exercent aucune fonction de sûreté, mais dont la défaillance pourrait empêcher des SSC liés à la sûreté d'exécuter leurs fonctions prévues en cas d'accidents de dimensionnement, ou sur lesquels on doit pouvoir se fier dans le cas d'accident additionnel de dimensionnement. Les exigences particulières associées aux différentes phases du cycle de vie sont présentées à la section 3.0.

2.2 Démarche systématique et intégrée de gestion du vieillissement

Orientation

La gestion efficace du vieillissement utilise donc une approche systématique comportant un cadre intégré permettant de coordonner tous les programmes et toutes les activités de soutien associés à la compréhension, au contrôle, à la surveillance et à l'atténuation des effets du vieillissement de l'installation.

Tel qu'illustré à la figure 1, cette méthode est une adaptation du cycle PLAN-EXÉCUTION-VÉRIFICATION-ACTION de Deming pour la gestion du vieillissement d'un SSC [2] :

1. La clé de la gestion efficace du vieillissement d'une structure ou d'un composant consiste à comprendre sa façon de vieillir. Pour bien comprendre, il faut tenir compte du dimensionnement (y compris les codes et normes applicables), de l'analyse de la sûreté, des fonctions de sûreté, de la conception et de la fabrication, des matériaux, de l'historique d'exploitation et d'entretien, de l'expérience en exploitation générique et propre à la centrale, des résultats de recherche pertinents et de l'identification de préoccupations potentielles relatives à l'obsolescence.
2. L'activité PLAN comprend la coordination, l'intégration et la modification des activités et programmes existants qui se rapportent à la gestion du vieillissement d'un système, d'une structure ou d'un composant et à l'élaboration de nouveaux programmes, si nécessaire. Cette activité comprend la mise en place de dispositions pour des pièces de rechange et l'établissement d'ententes de service à long terme avec des fournisseurs.
3. L'activité EXÉCUTION comprend la réduction au minimum de la dégradation prévue d'un système, d'une structure ou d'un composant en l'exploitant « avec soin » ou conformément aux procédures d'exploitation et aux spécifications techniques.
4. L'activité VÉRIFICATION comprend la détection et la caractérisation en temps opportun d'une dégradation importante en effectuant des inspections et en surveillant les structures ou composants et en évaluant la dégradation observée, afin de déterminer le type de mesures correctrices requises et le moment auquel il conviendrait de les appliquer.
5. L'activité ACTION comprend l'atténuation et la correction en temps opportun de la dégradation d'un composant par l'entretien approprié et par des modifications à la conception, y compris la réparation d'un composant ainsi que le remplacement d'une structure ou d'un composant.

Le processus repose sur l'amélioration continue du programme de gestion du vieillissement, basée sur une meilleure connaissance du vieillissement des composants et sur les résultats d'auto-évaluations et d'examens par les pairs. L'information obtenue au moyen de cette méthode apporte une contribution importante aux programmes existants d'une centrale, notamment en matière d'entretien et d'exploitation.

Dans la pratique, la gestion efficace du vieillissement exige la participation et l'appui de nombreuses organisations internes et externes ainsi que des programmes et des processus essentiels de la centrale. Par exemple :

• Analyse de la sûreté
  • RD-310 et GD-310, Analyses de la sûreté pour les centrales nucléaires [4, 5]
  • S-294 : Études probabilistes de sûreté (EPS) pour les centrales nucléaires [6]
• Procédure de contrôle des modifications techniques, de la conception
  • RD-337 : Conception des nouvelles centrales nucléaires [7]
  • CSA, N285, Exigences générales relatives aux systèmes et aux composants sous pression des centrales nucléaires CANDU [8]
  • CSA, N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [9]
  • CSA, N287.1, General requirements for concrete containment structures for nuclear power plants [10]
  • CSA, N291, Exigences relatives aux enceintes reliées à la sûreté des centrales nucléaires CANDU [11]
• Programmes d'inspection périodique et en service
  • CSA, N285.4, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU [12]
  • CSA, N285.5 Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU [13]
  • CSA, N287.7, Exigences relatives à la mise à l'essai et à la vérification en cours d'exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU [14]
• Fiabilité de l'équipement
  • RD/GD 98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires [15]
• Programmes d'entretien
  • RD/GD-210, Programmes d'entretien des centrales nucléaires [16]
• Programmes de qualification environnementale
  • CSA, N290.13, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU [17]
• Procédures d'exploitation, programmes de chimie
  • CSA, N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [9]
• Expérience en exploitation, analyse des événements importants et programmes de recherche
  • S-99, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [18]

Même si chacun de ces programmes et processus d'une centrale contribuent à la gestion du vieillissement, celle-ci n'est en général pas leur principale fonction, et aucun ne fournit un programme ou processus complet pour la gestion du vieillissement des SSC.
Les programmes de fiabilité et d'entretien [15, 16] prévoient habituellement une méthode axée sur le rendement pour assurer la fiabilité des composants. Ils comprennent des activités d'entretien, de mise à l'essai et de surveillance, mais ils ont tendance à être d'abord et avant tout pensés pour :

• des SSC actifs (barres d'arrêt d'urgence/ barres de commande, ventilateurs de refroidissement, turbogénératrices au diesel ou au gaz, moteurs)
• des SSC relativement plus faciles à remplacer pendant un arrêt pour entretien (batteries, interrupteurs, transistors, valves, amortisseurs et dispositifs de soutien).

Ces programmes n'incluent habituellement pas les SSC passifs et à longue durée de vie (comme les composants d'assemblage, canaux de combustible, conduites d'alimentation, générateurs de vapeur, appareils et conduites sous pression, structures, câbles, etc.) qui sont difficiles ou impossibles à remplacer ou à changer, sauf dans le cadre d'un arrêt prolongé à des fins d'entretien ou de remise à niveau.
Les programmes d'inspection et de surveillance fournissent des données dont on se sert pour confirmer la condition ou l'aptitude au service actuelle de ces SSC, mais ils concernent uniquement l'activité VÉRIFICATION à la Figure 1.

Les plans de gestion du cycle de vie sont conçus pour les structures et composants, mais normalement, ils ne tiennent pas compte des effets des autres composants ni du rendement global du système en matière de sûreté. Il importe de déterminer l'impact du vieillissement sur la sûreté de la centrale, y compris les marges de sûreté déterminées au moyen d'une analyse de sûreté mise à jour, ce qui exige une méthode systémique et intégrée de gestion du vieillissement.

Figure 1 : Démarche systématique et intégrée pour gérer le vieillissement [1].

Figure 1 : Équivalent textuel

Les processus du système de gestion du titulaire de permis devraient donc comprendre des exigences garantissant la présence documentée d'un cadre global de PGV intégré pour la centrale. Ce cadre devrait inclure un programme exhaustif d'ensemble, ou il pourrait inclure une « feuille de route » permettant de constater que les processus et programmes actuels répondent aux exigences d'une gestion efficace du vieillissement. La gestion du vieillissement ne remplace pas nécessairement les programmes actuels, mais sur la base de l'évaluation, elle les modifie (réduction, mise à niveau, élimination ou ajout) en vue de l'obtention d'un programme intégré systématique de gestion efficace du vieillissement.

Des PGV mécanistes ou propres à des SSC particuliers devraient être établis et mis en place en fonction du cadre de PGV intégré du titulaire de permis, et tenir compte des caractéristiques d'un PGV efficace, comme le montre l'Annexe A. La portée du PGV propre à des SSC particuliers devrait correspondre à l'importance sur le plan de la sûreté, aux fonctions nominales et au rendement attendu des SSC, ainsi qu'à leurs effets sur l'exploitation sûre de la centrale nucléaire. Par exemple, les SSC de réacteurs CANDU actuellement en place qui limitent considérablement la durée de vie des centrales nucléaires comme les canaux de combustible, les conduites d'alimentation du caloportage, les générateurs de vapeur, l'assemblage et les structures du réacteur, ainsi que les enceintes de confinement, auront des plans de gestion détaillée du cycle de vie, tout comme les PGV propres à ces SSC. Les autres PGV de type mécaniste incluent la surveillance de la fatigue et de la corrosion provoquée par le débit.

Les pratiques ou programmes existants d'une centrale qui sont crédités comme PGV, notamment la chimie de l'eau, les inspections périodiques et en cours d'exploitation et la qualification environnementale devraient être évalués par rapport aux caractéristiques indiquées en Annexe A. Les programmes qui ne comprennent pas ces caractéristiques devraient être modifiés, selon le cas. Par exemple, des programmes ou pratiques d'entretien ou d'inspection existants pourraient convenir pour la gestion du vieillissement d'une structure, d'un système ou d'un composant, à condition qu'ils traitent les caractéristiques de l'Annexe A.
Des exigences particulières relatives au cadre de PGV intégré du titulaire de permis et aux PGV connexes se trouvent à la section 4.0.

3.0 Stratégie proactive de gestion du vieillissement

Des activités de gestion du vieillissement doivent être instituées de façon proactive tout au long du cycle de vie d'une centrale nucléaire ou des SSC (durant la conception, la fabrication et construction, la mise en service, l'exploitation et le déclassement).

Orientation

Ce document met l'accent sur le besoin de tenir compte de façon proactive de la gestion du vieillissement pendant chaque phase du cycle de vie d'une centrale nucléaire, c.-à-d., la conception, la construction, la mise en service, l'exploitation (y compris l'exploitation à long terme et les arrêts prolongés) et le déclassement. Ces phases peuvent s'appliquer à des SSC précis ou à l'ensemble d'une centrale.

3.1 Conception

Des mesures appropriées doivent être prises et des caractéristiques doivent être introduites à l'étape de la conception pour faciliter la gestion efficace du vieillissement tout au long de la vie d'une centrale nucléaire.
La gestion du vieillissement doit également être considérée dans la conception de modifications aux centrales actuellement en exploitation ainsi que pour les changements de conception liés à des modifications, à des réparations ou à des remplacements de SSC particuliers.

Orientation

L'approche proactive de la gestion du vieillissement débute dès la phase de conception, au cours de laquelle sont prises des décisions importantes qui influent considérablement sur la prévention et la gestion des effets du vieillissement.

Le document RD/GD 337, Conception des nouvelles centrales nucléaires [7] établit les exigences en matière de conception des nouvelles centrales nucléaires, qui incluent la prise en compte des effets du vieillissement et de l'usure des SSC. Ce document s'applique aux nouvelles centrales ainsi qu'aux modifications, réparations et remplacements à venir dans la conception, pour les centrales en exploitation et les SSC.

L'exigence selon laquelle des mesures appropriées doivent être prises et des caractéristiques de conception doivent être introduites à l'étape de la conception pour permettre une gestion efficace du vieillissement est complémentaire aux exigences du document RD/GD-337. Les aspects suivants liés à la gestion du vieillissement devraient être pris en compte à l'étape de la conception :

1. appliquer une démarche systématique à l'étape de la conception pour s'assurer de comprendre le vieillissement des SSC, pour évaluer les démarches efficaces et les caractéristiques techniques relatives à la prévention du vieillissement, à sa surveillance et à son atténuation, et pour mettre sur pied des PGV pour les SSC (voir sections 4.3, 4.4 et 4.6)
2. tenir compte des effets et des interactions entre les facteurs de stress mécaniques, thermiques, électriques, physiques, biologiques et radioactifs sur les propriétés des matières, sur le vieillissement des matières et sur les processus de dégradation. Dans la documentation sur la conception, indiquer de quelle façon les précédents problèmes de vieillissement génériques pertinents, l'expérience de gestion du vieillissement pertinente et les résultats de recherche sont traités
3. définir la durée de vie sûre ou qualifiée des SSC dans la documentation sur la conception, à l'aide d'une évaluation des marges de conception qui tient compte de toutes les dégradations potentielles et de tous les mécanismes de vieillissement et d'usure connus, y compris les effets des processus d'essai et d'entretien. Préciser les SSC qui ont une durée de vie plus courte que celle de la centrale nucléaire et fournir des stratégies de gestion dans la documentation sur la conception
4. tenir compte des effets du vieillissement selon les conditions du dimensionnement, notamment les régimes transitoires et les conditions pouvant déclencher un incident, dans les spécifications relatives aux programmes de qualification de l'équipement (p. ex. programmes de qualification environnementale et de qualification sismique)
5. inclure dans le plan d'aménagement de la centrale et la conception des SSC des mesures pour faciliter les activités d'inspection, d'essais, de surveillance, d'entretien, de réparation et de remplacement, et pour maintenir le risque de radioexposition attribuables à ces activités au niveau le plus faible qu'il soit raisonnablement possible d'atteindre (principe ALARA, de l'anglais as low as reasonably achievable)
6. définir les données relatives aux inspections et aux essais de référence (de base) ainsi que celles relatives aux inspections et aux essais effectués avant, pendant ou après la mise en service, qui doivent être recueillies et documentées aux fins de la gestion du vieillissement pendant la fabrication, la construction, la mise en service, l'exploitation et le déclassement.
7. définir les problèmes d'obsolescence potentiels des SSC, évaluer les effets sur la sûreté et la fiabilité du rendement, et fournir des stratégies de gestion
8. dans la documentation sur la conception, indiquer tout processus particulier appliqué à la fabrication et à la construction des SSC qui a pour but de prévenir, d'atténuer ou d'éliminer les mécanismes de vieillissement connus, comme le traitement thermique, la finition de surface, le temps de durcissement, etc.
9. indiquer les dispositions requises relatives à la gestion du vieillissement dans les documents d'approvisionnement des nouvelles installations et des SSC, y compris les documents des fournisseurs et d'autres entrepreneurs (organismes de conception, vendeurs, fabricants, agences d'inspection, etc.)

La gestion du vieillissement doit également être prise en compte dans la conception de modifications aux plans d'exploitation existants et dans la conception de modifications, de réparations et de remplacements pour des SSC précis. Cela n'empêche en rien l'utilisation d'éléments similaires pour des réparations et des remplacements. Par contre, si une structure, un système ou un composant fait défaillance ou que son rendement se détériore en raison d'un vieillissement prématuré, il faudrait songer à apporter des améliorations qui préviendront ou ralentiront les effets du vieillissement. Dans les projets de remise à niveau, le changement de tous les tubes de force est considéré comme un « remplacement », et le changement de toutes les conduites d'alimentation est considéré comme une « réparation ». Dans ces deux exemples, la gestion du vieillissement devrait être un élément de premier plan dans la conception (choix de meilleurs matériaux et cloisons plus épaisses), la fabrication (soulagement de la pression exercée sur les coudes des conduites d'alimentation) et la mise en service (mesures de référence) de ces activités de réparation et de remplacement.

3.1.1 Contenu relatif à la gestion du vieillissement dans les rapports d'analyse de la sûreté

L'analyse de la sûreté des centrales doit rendre compte des effets cumulatifs de la dégradation due au vieillissement des SSC sur les systèmes dans leur ensemble et sur le rendement de la centrale en matière de sûreté [4, 5, 6].

Les examens périodiques des rapports d'analyse de la sûreté doivent inclure l'expérience en matière d'exploitation et les conclusions des recherches en ce qui a trait au vieillissement ainsi qu'à la mise en œuvre des résultats de l'analyse en question (voir également la section 3.4.1).

Orientation

L'analyse de la sûreté de la centrale nucléaire devrait reposer sur des données de conception et d'exploitation complètes et exactes, et tenir compte des effets cumulatifs de la dégradation attribuable à l'âge des SSC sur le rendement global des systèmes et de la centrale en matière de sûreté [4, 5, 6]. Il faudrait déterminer et prendre en compte les incertitudes importantes dans l'analyse ou dans les données concernant les hypothèses de vieillissement, notamment celles associées au rendement d'une centrale, aux mesures de fonctionnement et aux paramètres de modélisation.

Le rapport d'analyse de la sûreté de la centrale devrait traiter des aspects suivants de la gestion du vieillissement :

1. un aperçu de la stratégie proactive relative à la gestion du vieillissement et des étapes préalables à sa mise en œuvre
2. les SSC de la centrale importants pour la sûreté qui pourraient être touchés par le vieillissement
3. les hypothèses, les méthodes, les données et les critères d'acceptation utilisés pour tenir compte des effets du vieillissement des SSC dans le cadre de l'analyse de la sûreté, notamment les hypothèses limitées dans le temps et les données sur les défaillances pour les études probabilistes de sûreté
4. les conditions opérationnelles critiques, les limites et les conditions d'exploitation ainsi que les autres paramètres à surveiller ou à contrôler qui influent sur les hypothèses du vieillissement utilisées dans les analyses de la sûreté ou la qualification de l'équipement
5. les données et l'information à recueillir pour la gestion du vieillissement afin de confirmer que les hypothèses de l'analyse de la sûreté et les critères d'acceptation continuent d'être respectés

3.2 Fabrication, construction et installation

La gestion du vieillissement doit être prise en considération dans les processus de fabrication, de construction et d'installation des nouvelles centrales nucléaires ainsi que dans les processus de modification, de réparation et de remplacement des SSC des centrales actuellement en exploitation.
Des procédures pertinentes doivent définir les méthodes qui visent à empêcher que les processus de fabrication, de construction, et d'installation nuisent au fonctionnement des SSC en raison du vieillissement.

Orientation

Les pratiques de fabrication et de construction peuvent avoir un effet important sur la résistance des SSC au vieillissement, lequel ne devient souvent apparent que beaucoup plus tard au cours de la durée de vie utile.

Il y aurait donc lieu d'établir et de mettre en œuvre des dispositions assurant la surveillance, la gestion et le contrôle de la dégradation des SSC attribuable au vieillissement afin de veiller à ce que les processus de fabrication, de construction et de mise en service n'aient pas d'effets négatifs sur la résistance au vieillissement des SSC. Ces dispositions devraient tenir compte des connaissances et de l'expérience actuelles concernant la gestion du vieillissement, et d'autres facteurs pertinents qui influent sur le vieillissement et la gestion du vieillissement d'une structure, d'un système ou d'un composant.

Le titulaire de permis devrait s'assurer de tenir compte de ce qui suit :

1. les connaissances actuelles concernant les mécanismes pertinents du vieillissement, les effets ou la dégradation et les mesures préventives ainsi que les mesures d'atténuation possibles sont pris en compte dans la fabrication, la construction et l'installation des SSC
2. l'information pertinente sur les facteurs ayant une incidence sur la gestion du vieillissement et sur les paramètres agissant sur la dégradation due au vieillissement est clairement spécifiée dans les documents d'approvisionnement, et elle est transmise aux fournisseurs et aux entrepreneurs des SSC
3. les fournisseurs et les entrepreneurs tiennent suffisamment compte des facteurs qui influent sur la gestion du vieillissement
4. les données de référence requises pour gérer le vieillissement sont recueillies et documentées
5. des éprouvettes de surveillance pour des programmes spécifiques de surveillance du vieillissement sont rendues disponibles et installées conformément aux spécifications de la conception

3.3 Mise en service

La gestion du vieillissement doit être prise en considération dans les activités de mise en service des nouvelles centrales nucléaires ainsi que dans les projets majeurs de réparation, de remplacement et de modification de SSC des centrales existantes.

Des mesures appropriées doivent être prises pour consigner les données de référence nécessaires à la gestion du vieillissement des SSC durant la mise en service.

Les conditions et les paramètres opérationnels critiques, comme ceux qui sont considérés dans la qualification de l'équipement et dans les hypothèses liées au vieillissement contenues dans les analyses de la conception et de la sûreté, doivent être vérifiés.

Orientation

Les aspects suivants devraient être pris en compte dans les activités de mise en service :

1. l'information pertinente sur les facteurs ayant une incidence sur la gestion du vieillissement et les paramètres ayant une influence sur la dégradation due au vieillissement devrait être déterminée, prise en compte, surveillée et contrôlée lors de la mise en service
2. les données de l'inspection de référence ou initiale pour la gestion du vieillissement devraient être consignées
3. les conditions et paramètres opérationnels critiques, comme ceux qui sont pris en compte dans les hypothèses relatives à la qualification et au vieillissement de l'équipement utilisées dans les analyses de la sûreté, devraient être vérifiés afin d'être conformes à la conception et aux analyses de la sûreté
4. une attention particulière devrait être mise sur l'identification et la consignation des zones thermiques et de rayonnement concentrées, et sur la mesure des niveaux de vibration

3.4 Exploitation

Les titulaires de permis doivent établir et mettre en œuvre des processus, programmes et procédures appropriés de gestion du vieillissement et de l'obsolescence des SSC afin que les fonctions de sûreté requises soient maintenues durant la phase d'exploitation de la centrale.

Les opérations de l'installation doivent être surveillées et consignées pour démontrer la conformité avec les conditions opérationnelles critiques, les limites et conditions d'exploitation et les autres paramètres (voir section 3.1.1) dont on a constaté qu'ils influent sur les hypothèses du vieillissement utilisées dans les analyses de la sûreté ou la qualification de l'équipement.

En cas de changements opérationnels ou de modifications des SSC, un examen des changements possibles dans les conditions environnementales ou opérationnelles (p. ex. le diagramme de débit, la vélocité, les vibrations) susceptibles d'influer sur le vieillissement et la défaillance des SSC (voir aussi la section 3.1) doit être réalisé.

Les mesures correctrices déterminées par les activités du PGV doivent être gérées dans le cadre du programme des mesures correctrices de la centrale.

Il faut prendre des mesures afin que les pièces de rechange ou de remplacement et les produits consomptibles soient stockés dans des environnements contrôlés appropriés (température et humidité appropriées, protection contre les attaques chimiques et accumulation de poussières). La durée de vie en stockage doit être prise en considération.

Orientation

Pendant la phase d'exploitation de la centrale, les titulaires de permis doivent établir et mettre en œuvre un cadre global de PGV pour la centrale qui assure la coordination et la communication entre tous les programmes de la centrale et programmes externes applicables pour gérer le vieillissement et l'obsolescence des SSC. Une démarche systématique (y compris des arrangements organisationnels appropriés, la collecte de données et la tenue des dossiers, l'examen préalable des SSC et les évaluations du vieillissement) devrait être exécutée pour veiller à ce que :

1. tous les SSC sensibles aux effets du vieillissement ou à l'obsolescence qui peuvent, directement ou indirectement, avoir un effet négatif sur l'exploitation sûre de la centrale nucléaire sont dégagés
2. les effets du vieillissement sur les SSC et les répercussions potentielles sur les fonctions de sûreté dus au vieillissement et à l'obsolescence sont systématiquement identifiés, évalués et documentés
3. les mesures concrètes de prévention, de surveillance et d'atténuation du vieillissement sont évaluées et mises en œuvre pour veiller à ce que les SSC et les fonctions de sûreté requis ne soient pas compromis pendant l'exploitation normale et en cas d'accident de dimensionnement, en plus de ceux sur lesquels on se fie pour les accidents additionnels de dimensionnement

Des renseignements supplémentaires se trouvent à la section 4.0.

Les conditions opérationnelles critiques, les limites et conditions d'exploitation et les autres paramètres qui ont une incidence sur les hypothèses de vieillissement utilisés dans les analyses de la sûreté, la conception ou la qualification de l'équipement devraient être surveillés et consignés pour assurer la conformité et pour détecter, signaler et évaluer en temps utile les conditions opérationnelles imprévues afin que des mesures correctrices puissent être prises avant que la sûreté de la centrale nucléaire ne soit touchée de manière négative.

Des procédures devraient être mises en place pour veiller à ce que tout changement au fonctionnement des systèmes ou toute modification à la conception soit examiné pour que l'on connaisse les effets sur l'environnement ou les conditions fonctionnelles (température, diagramme du débit, vélocité, vibrations, fluence du rayonnement, etc.) des SSC, y compris les SSC avoisinants ou connectés, de sorte qu'ils n'entraînent pas un vieillissement préjudiciable ou un nouveau mécanisme de défaillance. Dans ces situations, les PGV devraient être mis à jour en conséquence.

Des procédures devraient être mises en place pour qu'un examen approprié de la gestion du vieillissement soit exécuté si un nouveau mécanisme de vieillissement est découvert (p. ex. par la rétroaction découlant des résultats des inspections, de la surveillance, de l'expérience de l'exploitation ou des recherches).

3.4.1 Examen et mise à jour de l'analyse de la sûreté

Dans le cadre de l'examen et de la mise à jour de l'analyse de la sûreté, les titulaires de permis doivent tenir compte des effets du vieillissement des SSC, des résultats de recherche et des progrès en matière de connaissance et de compréhension des mécanismes de vieillissement (p. ex. évaluation des effets cumulatifs du vieillissement des SSC sur le système général, sur le rendement de la centrale en matière de sûreté ainsi que sur le risque).

Orientation

L'analyse de sûreté devrait être revue et mise à jour régulièrement pour tenir compte des changements dans la configuration et les conditions de la centrale nucléaire, les paramètres et procédures opérationnels, les résultats de recherche et les progrès en matière de connaissance et de compréhension des phénomènes physiques.
Les données et l'information recueillies grâce aux PGV devraient être examinées afin de confirmer que les hypothèses, les paramètres crédités et les prévisions de l'analyse de la sûreté demeurent valides, et que les critères limitatifs et les marges nominales requises continuent d'être respectés à mesure que la centrale vieillit.

3.4.2 Exploitation à long terme

Le titulaire de permis doit effectuer un examen en profondeur des effets du vieillissement sur la sûreté de la centrale et évaluer l'efficacité des PGV pour l'exploitation à long terme, afin de déterminer les mesures correctrices et les améliorations possibles. Des évaluations des conditions doivent être effectuées dans le cadre de l'examen du vieillissement pour l'exploitation à long terme (voir section 4.5).
L'examen doit montrer que :

1. tous les SSC qui peuvent nuire, directement ou indirectement, à l'exploitation sûre de la centrale sont évalués à l'égard de la période d'exploitation à long terme
2. les effets du vieillissement pour ces SSC continueront à être identifiés et gérés au cours de la période prévue d'exploitation à long terme
3. toutes les analyses de la sûreté comportant des hypothèses limitées dans le temps sont validées pour la période proposée d'exploitation à long terme afin de donner l'assurance que les effets du vieillissement sont gérés efficacement (c.-à-d. pour démontrer que la fonction prévue d'une structure, d'un système ou d'un composant demeurera à l'intérieur des marges de sûreté de la conception pendant toute la période prévue de l'exploitation à long terme).

Les résultats de l'examen de la gestion du vieillissement ayant trait à l'exploitation à long terme doivent être documentés, les constatations doivent être traités.

Orientation

L'exploitation à long terme d'une centrale nucléaire dénote une exploitation qui s'étend au-delà de la durée de vie nominale prévue de la centrale, qui a été justifiée par une évaluation de la sûreté, en tenant compte des processus et caractéristiques des SCC qui limitent la durée de vie. Pour le parc actuel de réacteurs du Canada, il s'agit d'une exploitation qui excède une trentaine d'années ou 210 000 heures équivalentes à pleine puissance. Un examen de la condition réelle des SSC et de la gestion du vieillissement en vue de l'exploitation à long terme devrait être mené en conformité avec le document d'application de la réglementation de la CCSN RD-360, Prolongement de la durée de vie des centrales nucléaires [19], et le guide de sûreté de l'AIEA NS-G-2.10, Periodic Safety Review of Nuclear Power Plants [20].

3.4.3 Arrêts prolongés

Les titulaires de permis doivent examiner et, au besoin, réviser les PGV propres à des SSC particuliers pour s'assurer que les facteurs pertinents de dégradation due au vieillissement sont pris en considération pour les SSC temporairement à l'état d'arrêt ou placés en stockage sûr pendant les arrêts prolongés.
Les dispositions requises pour la gestion du vieillissement doivent être définies dans les spécifications relatives à l'arrêt du système ou dans les plans de conservation, y compris les exigences selon lesquelles des évaluations de l'état des SSC doivent être exécutées avant la remise en service d'une centrale à la suite d'un arrêt prolongé (voir section 4.5).

Orientation

Les arrêts prolongés sont des arrêts de réacteur de plus d'une année et ne comprennent pas les arrêts réguliers pour entretien. Pendant les arrêts prolongés, les SSC peuvent devoir être placés temporairement à l'état d'arrêt ou en stockage sûr, ce qui exige des mesures et des contrôles additionnels pour empêcher la dégradation associée au vieillissement.

La révision des processus de gestion du vieillissement propres aux SSC peuvent tenir compte des différences relativement au potentiel de risque et aux conditions d'exploitation entre l'arrêt temporaire ou le stockage sûr et les conditions d'exploitation normale.

Les dispositions pour la gestion du vieillissement devraient comprendre la définition de toute exigence concernant l'évaluation d'une condition ou la réalisation d'autres activités de gestion du vieillissement. Ce ne sont pas toutes les évaluations de la condition dans la portée du programme qui doivent être exécutées à la suite d'un arrêt prolongé, mais juste celles requises en fonction de la condition d'arrêt temporaire. La portée de l'évaluation de la condition peut reposer sur la condition de l'arrêt temporaire, qui n'est pas nécessairement limité dans le temps.

3.5 Déclassement

Les titulaires de permis doivent établir et mettre en œuvre les activités de gestion du vieillissement dans les plans et les procédures de déclassement pour les SSC qui doivent demeurer disponibles et fonctionnels durant le déclassement.

Orientation

Pendant la période de transition, allant de l'arrêt de la tranche à son déclassement, et lorsqu'il est nécessaire de le faire pour faciliter le déclassement, des mesures appropriées de gestion du vieillissement doivent se poursuivre pour veiller à ce que les SSC requis demeurent disponibles et fonctionnels. Pour ce faire, il pourrait s'avérer nécessaire de mettre en œuvre des dispositions de gestion du vieillissement à relativement long terme pour certains SSC, par exemple, les systèmes de confinement et les piscines de stockage du combustible usé, les systèmes de protection contre les incendies, l'équipement de levage et l'équipement de surveillance, et ces dispositions doivent respecter les exigences en matière d'autorisation.

4.0 Programmes intégrés de gestion du vieillissement

Les titulaires de permis doivent adopter une démarche systématique et intégrée pour établir, mettre en œuvre et améliorer les programmes appropriés afin de gérer le vieillissement et l'obsolescence des SSC. Les processus de gestion des centrales doivent prévoir des exigences visant à établir un document présentant le cadre général de PGV intégré des centrales. Ce cadre doit comprendre les éléments suivants :

1. dispositions organisationnelles
2. collecte de données et tenue de dossiers
3. processus de l'examen préalable et de la sélection des SSC visés par la gestion du vieillissement
4. évaluation de la gestion du vieillissement
5. évaluations de l'état
6. PGV propres à des SSC particuliers
7. gestion de l'obsolescence
8. interfaces avec d'autres programmes d'appui aux centrales
9. mise en œuvre des PGV
10. examen et amélioration des PGV

Les PVG propres à des SSC particuliers doivent être mis en œuvre conformément au cadre général du PGV intégré.

Orientation

Le cadre de PGV intégré devrait prévoir un programme-cadre ou encore un document de type feuille de route qui illustre comment les processus et programmes existants répondent aux exigences de la gestion efficace du vieillissement. Le cadre de PGV serait assujetti aux inspections et aux examens du programme de conformité de la CCSN.
Des exigences détaillées sont fournies dans les sections suivantes. D'autres démarches peuvent être acceptables à la condition que ces éléments soient traités d'une manière équivalente dont on a démontré l'efficacité dans la gestion du vieillissement.

4.1 Dispositions organisationnelles pour la gestion efficace du vieillissement

Les processus de gestion de la centrale doivent comprendre des exigences visant à assurer l'établissement de dispositions organisationnelles appropriées pour faciliter la mise en œuvre efficace des PGV.

Orientation

Il faudrait tenir compte des aspects suivants :

1. les politique et objectifs établis du cadre général de PGV intégré, les ressources allouées (humaines, financières, formation, outils et équipement) et les processus permettant de surveiller le programme afin de s'assurer qu'il atteint ses objectifs
2. les responsabilités définies pour la mise en œuvre des activités de gestion du vieillissement
3. les dispositions sur la formation du personnel affecté aux opérations, à l'entretien, à l'ingénierie, etc., pour veiller à ce qu'il connaisse suffisamment les concepts de la gestion du vieillissement et les exigences du programme
4. les organismes externes requis pour des services particuliers liés à la gestion du vieillissement (p. ex. inspections spécialisées, évaluations, recherche et élaboration des normes)

4.2 Système de collecte de données et de tenue de dossiers pour appuyer la gestion du vieillissement

Le titulaire de permis doit avoir un système approprié de collecte de données et de tenue de dossiers, afin d'appuyer les activités de la gestion du vieillissement et de servir de base pour les décisions relatives au type et à l'échéancier des mesures de gestion du vieillissement.

Les données entrées dans le système doivent être vérifiables, afin de démontrer qu'il y a une vérification adéquate des données entrées et une description détaillée des fondements de toute conclusion et pour assurer le suivi de toutes les sources d'information applicables.

Orientation

Il faudrait établir un système de collecte de données et de tenue de dossiers dès les débuts du cycle de vie d'une centrale nucléaire afin d'appuyer les programmes de gestion du vieillissement. Les données et les dossiers sur la gestion du vieillissement incluent :

1. les données de référence (de base) sur la conception, la fabrication et la construction de la centrale ou des SSC ainsi que l'état au début de la durée de vie utile, y compris les résultats des essais de qualification de l'équipement, des inspections, des essais de mise en service et de la mise en correspondance des conditions environnementales au cours de la mise en service
2. les données et l'historique de l'exploitation de la centrale, les conditions opérationnelles des SSC (y compris les données transitoires), les contrôles chimiques, les indicateurs d'état des SSC, les rapports d'événements ainsi que les données sur l'essai relatif à la disponibilité et la défaillance des SSC
3. les résultats des inspections et de la surveillance en service des matériaux, notamment les spécifications et les résultats ainsi que les constatations qui excèdent les niveaux à signaler
4. les données de l'historique de l'entretien, notamment les données sur la surveillance de l'état et l'entretien des composants et des structures, les évaluations du vieillissement relatives aux défaillances ou à la dégradation importante des SSC, y compris les résultats des analyses des causes fondamentales
5. des dossiers des évaluations du vieillissement et de l'état des SSC, les indicateurs de rendement des PGV, les indicateurs de l'état des SSC, l'expérience de l'exploitation interne et externe et les résultats de recherche

4.3 Examen préalable et sélection des structures, systèmes et composants

Il faut recourir à un processus documenté d'examen préalable et de sélection pour dresser la liste des SSC à inclure dans la portée du cadre général de PGV intégré. Ce processus doit comprendre les SSC sensibles à la dégradation par le vieillissement ou aux effets du vieillissement qui peuvent nuire, directement ou indirectement, à la sûreté d'exploitation de la centrale nucléaire. Ce processus doit inclure les SSC sans fonction de sûreté, mais dont la défaillance pourrait empêcher d'autres SSC liés à la sûreté d'exécuter leurs fonctions prévues.

Orientation

Les exigences relatives au processus d'examen préalable et de sélection de la section 4.3 sont conformes au document RD/GD 210, Programmes d'entretien des centrales nucléaires [16] qui traite de tous les SSC à l'intérieur des limites de la centrale nucléaire. Le processus de sélection dans le cadre de la gestion du vieillissement comprend les SSC passifs de longue date qui pourraient ne pas être visés par les programmes d'entretien. Les exigences du processus d'examen préalable et de sélection pour la gestion du vieillissement ont été intentionnellement assorties d'une portée plus large que celle du document RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires [1] qui est axé sur la fiabilité de composants principalement actifs des systèmes importants pour la sûreté.

Le processus d'examen préalable et de sélection des SSC devrait suivre une approche axée sur la sûreté. La liste suivante contient des exemples de facteurs à considérer :

1. à partir d'une liste exhaustive de tous les SSC, relever les SSC dont le dysfonctionnement ou la défaillance pourrait mener, directement ou indirectement, à la perte ou à la défaillance d'une fonction de sûreté
2. s'assurer que la liste comprend tous les SSC dont la dégradation pourrait remettre en question les hypothèses formulées dans l'analyse de la sûreté ou avoir un impact sur ces hypothèses
3. veiller à ce que la liste comprenne tous les SSC sur lesquels on compte pour les accidents additionnels de dimensionnement (par exemple, système de ventilation filtré d'urgence dans l'enceinte de confinement, dispositions concernant une source d'eau d'appoint d'urgence, équipement d'atténuation de l'hydrogène et des gaz combustibles et instruments désignés pour des accidents hors dimensionnement)
4. pour chaque structure, système ou composant, identifier les éléments et composants structuraux dont la défaillance pourrait mener, directement ou indirectement, à la perte ou à la défaillance d'une fonction de sûreté. Par exemple, on pourrait tenir compte des structures, conduites, composants et supports à proximité ou avoisinants sans lien avec la sûreté, mais dont la défaillance pourrait avoir un impact sur un élément lié à la sûreté
5. à partir de la liste des éléments et composants structuraux, identifier ceux pour lesquels la dégradation par le vieillissement a le potentiel d'entraîner une défaillance de composants; fournir la justification pour les composants exclus
6. pour s'assurer que l'évaluation du vieillissement est efficace sur le plan des ressources, dresser la liste finale des éléments et des composants dans des catégories connexes

Ce processus d'examen préalable et de sélection devrait prendre en compte l'expérience pertinente en matière d'exploitation et les résultats de recherche.

Pour les SSC qui ne font pas partie du PGV, des dispositions appropriées devraient être mises en place pour veiller à ce que leur importance pour la sûreté ne change pas pendant la durée de vie de la centrale, en raison de la dégradation due au vieillissement.

La documentation du processus d'examen préalable et de sélection devrait comprendre les sources d'information et tout critère utilisé, et classer la liste définitive des éléments et composants dans des catégories connexes.

Les documents produits devraient être identifiés comme des documents permanents.

4.4 Évaluation de la gestion du vieillissement

Les processus et les procédures de gestion de la centrale doivent prévoir des exigences pour la tenue d'évaluations de la gestion du vieillissement, y compris l'établissement de rapports et de dossiers. Les évaluations portent sur les éléments suivants :

1. comprendre le vieillissement
2. mesures préventives pour réduire au minimum et contrôler la dégradation due au vieillissement
3. méthodes de détection, de surveillance et de dégagement des tendances relativement aux effets du vieillissement
4. méthodes d'atténuation des effets du vieillissement et mesures correctrices

Il faut documenter la procédure de tenue d'évaluations sur la gestion du vieillissement ainsi que les résultats des évaluations.

Orientation

Une méthodologie recommandée est l'évaluation des renseignements pertinents et la documentation des constatations (voir le diagramme à l'Annexe B).

Les résultats de l'expérience en exploitation et des projets de recherche et développement, ainsi que des évaluations antérieures disponibles sur le vieillissement (génériques et propres à la centrale) peuvent être utilisés dans les évaluations. Les examens applicables et pertinents de la gestion du vieillissement (p. ex. ceux préparés par le groupe des propriétaires, les fournisseurs ou les organismes auxiliaires) devraient être utilisés pour réduire au minimum le chevauchement des tâches, si cela est possible. Des références appropriées devraient être faites et une explication sur l'utilisation de ces références devrait être fournie.

Les résultats des évaluations devraient résumer les enjeux pertinents du vieillissement et l'efficacité des pratiques courantes, et formuler des recommandations sur les activités que prévoient le plan de gestion du vieillissement des SSC, les programmes de soutien de la centrale relativement à la conception, à l'exploitation et à l'entretien de même que les domaines devant faire l'objet d'autres travaux de recherche et de développement.

4.4.1 Comprendre le vieillissement

Les processus de gestion de la centrale doivent prévoir des exigences visant à évaluer la compréhension actuelle du vieillissement des SSC sélectionnés.

Orientation

La compréhension actuelle du vieillissement des SSC sélectionnés devrait être documentée en fonction d'une évaluation des mécanismes possibles et actuels du vieillissement. L'évaluation doit tenir compte des effets de la dégradation par le vieillissement sur la fonction de sûreté des SSC, de l'effet sur la capacité d'autres SSC à exécuter leurs fonctions de sûreté prévues et d'autres conséquences de la défaillance.
L'évaluation devrait porter sur ce qui suit :

1. les exigences relatives à la conception et au fondement d'autorisation applicables au vieillissement et à la gestion du vieillissement (notamment les codes et les normes applicables, l'analyse de la sûreté, les fonctions de sûreté et les conséquences d'une défaillance)
2. les matériaux constituant les SSC, les conditions opérationnelles, les facteurs de stress, les sites de dégradation ainsi que les mécanismes et les effets du vieillissement
3. les indicateurs de l'état physique ou fonctionnel des SSC (les indicateurs de l'état)
4. les problèmes d'obsolescence prévus
5. les modèles quantitatifs ou qualitatifs visant à prédire les effets pertinents du vieillissement et les lacunes relatives à leur compréhension
6. les conditions qui limitent la durée de vie des SSC et les critères d'acceptation servant à évaluer la nécessité d'une mesure correctrice
7. une liste des données nécessaires pour évaluer le vieillissement des SSC (y compris les lacunes concernant la disponibilité et la qualité des dossiers existants)

4.4.2 Mesures préventives pour minimiser et contrôler la dégradation par le vieillissement

Les méthodes visant à prévenir et à contrôler la dégradation par le vieillissement doivent être évaluées afin de déterminer les mesures appropriées à prendre.

Orientation

L'évaluation devrait porter sur ce qui suit :

1. les mesures préventives à prendre concernant la conception, la sélection des matériaux et des revêtements, les pratiques de fabrication et de construction, la mise en service, les conditions opérationnelles ainsi que l'exploitation préventive et les pratiques d'entretien
2. les paramètres à surveiller ou à inspecter pour assurer l'efficacité des mesures préventives
3. les conditions opérationnelles (conditions environnementales et d'exploitation) à maintenir et les pratiques d'exploitation visant à ralentir la dégradation potentielle de la structure ou du composant

4.4.3 Méthodes de détection, de surveillance et de dégagement des tendances relativement aux effets du vieillissement

Les méthodes de détection, de surveillance et de dégagement des tendances relativement aux effets du vieillissement doivent être évaluées pour établir les mesures appropriées à prendre.

Orientation

L'évaluation devrait comprendre :

1. les paramètres et les indicateurs de l'état en vue de détecter, de surveiller et de dégager les tendances relatives à la dégradation par le vieillissement de la structure ou du composant
2. la technologie efficace (méthodes d'inspection, d'essai, de surveillance et de suivi) pour détecter les effets du vieillissement avant la défaillance de la structure, du système ou du composant et ce, avec suffisamment de sensibilité, de fiabilité et d'exactitude
3. les données à recueillir pour faciliter l'évaluation du vieillissement des SSC
4. les techniques d'évaluation des données pour reconnaître une dégradation importante et pour prévoir le rendement futur des SSC (y compris l'analyse des données et les tendances)

L'expérience nationale et internationale de l'exploitation devrait être prise en compte dans l'évaluation. L'évaluation des technologies et des méthodes devrait tenir compte du besoin de détecter toute dégradation imprévue, en fonction de l'importante relative de la structure, du système ou du composant pour la sûreté.

Par exemple, même si des inspections visant à gérer des mécanismes de dégradation connus peuvent accessoirement mettre au jour une dégradation inattendue, rien ne garantit que les dégradations inattendues seront toujours détectées. Des programmes de surveillance comportant le retrait d'éléments (p. ex. les tubes de force et les coupons de matériaux, etc.) peuvent aider à la découverte de mécanismes de dégradation auparavant inconnus.

De plus, il est bien connu que des mesures de la dégradation prises sur des composants précis peuvent démontrer un large écart, même pour des éléments semblables (p. ex. un amincissement des parois des conduites d'alimentation ou des défauts dans les tubes de force). Les évaluations devraient tenir compte du besoin d'établir un niveau approprié de confiance statistique indiquant que les dégradations importantes ne passeront pas inaperçues.

L'évaluation devrait également inclure une évaluation des risques en matière de sûreté pour la centrale et les travailleurs, à partir des activités de collecte de données.

4.4.4 Méthodes d'atténuation des effets du vieillissement et mesures correctrices

Il faut évaluer les méthodes d'atténuation des effets du vieillissement afin d'établir les mesures correctrices appropriées pouvant être prises.

Orientation

L'évaluation devrait identifier :

1. les mesures liées à l'exploitation, à l'entretien, à la réparation et au remplacement afin d'atténuer rapidement les effets du vieillissement sur la dégradation détectés
2. les critères d'acceptation servant à évaluer la nécessité de mesures correctrices
3. les mesures correctrices à prendre lorsqu'un composant ne satisfait pas aux critères d'acceptation

L'efficacité des méthodes et pratiques existantes d'atténuation de la dégradation due au vieillissement devrait tenir compte de l'expérience en exploitation pertinente et des résultats de la recherche.

4.5 Évaluations de l'état

Les processus de gestion de la centrale doivent prévoir des exigences sur l'évaluation de l'état réel d'une structure, d'un système ou d'un composant dès le début du PGV propre à l'élément visé et à intervalles périodiques pendant toute la durée de vie de la centrale ou de cet élément, selon ce qui est requis pour valider l'efficacité d'un PGV.

Il faut documenter la procédure d'évaluation de l'état de même que les résultats. Les évaluations de l'état servent à établir la condition réelle d'une structure, d'un système ou d'un composant, normalement au début du PGV qui s'y rapporte, et à certains moments pendant la durée opérationnelle de la centrale ou de cette structure, de ce système ou de ce composant, selon ce qui est requis pour valider l'efficacité du PGV. Par exemple, des évaluations de l'état sont également réalisées dans le cadre de l'examen du vieillissement si la centrale est exploitée pendant une période prolongée ou à long terme (voir la section 3.4.2), et elles pourraient être requises avant le retour en service d'une centrale nucléaire (après un arrêt prolongé ou l'arrêt temporaire d'une structure, d'un système ou d'un composant (voir la section 3.4.3)).

Les évaluations de l'état devraient fournir de l'information sur :

1. le rendement et l'état actuel de la structure, du système ou du composant, y compris l'évaluation de toute défaillance liée au vieillissement ou de toute indication de dégradation importante des matériaux et des mécanismes ou effets du vieillissement non identifiés auparavant, ainsi que des comparaisons avec les prévisions relatives aux mécanismes de vieillissement et les critères d'acceptation
2. une estimation du rendement futur, de la dégradation par le vieillissement et de la durée de vie restant pour la structure, le système ou le composant, lorsque cela est réalisable (c.-à-d. le temps pendant lequel la structure, le système ou le composant devrait probablement accomplir sa fonction et respecter les exigences de rendement)
3. le suivi ou la prévention recommandés, la surveillance et les mesures d'atténuation à terminer ou à intégrer dans le PGV, y compris les intervalles appropriés auxquels on doit procéder aux évaluations de l'état à des fins de suivi et les domaines dans lesquels pousser la recherche et le développement

Les évaluations de l'état de la structure, du système ou du composant peuvent être effectuées dans le cadre des évaluations relatives à la gestion du vieillissement (voir la section 4.4).

4.6 Programmes de gestion du vieillissement propres à des SSC particuliers

Les processus de gestion de la centrale doivent prévoir des exigences relatives à l'élaboration, à la documentation et au maintien d'un programme spécifique de gestion du vieillissement des SSC (ou de groupes de SSC) sélectionnés par un processus d'examen préalable, ou encore par un programme de gestion d'un mécanisme ou d'un effet du vieillissement spécifique.

Les PGV propres à des SSC particuliers doivent être documentés et doivent traiter des caractéristiques d'un PGV efficace, tel qu'indiqué à l'Annexe A.

Orientation

Les PGV devraient préciser la nature des résultats dont on peut raisonnablement assurer la gestion grâce à eux et tenir compte de la capacité d'ajuster les plans en fonction des résultats qui se situent en dehors des prévisions.

Le PGV propre à des SSC particuliers devrait correspondre à l'importance de la sûreté, à la conception de référence et au rendement requis de la structure, du système ou du composant, et à son incidence sur l'exploitation sûre de la centrale. Par exemple, les SSC qui limitent considérablement la durée de vie de réacteurs CANDU actuels, comme les canaux de combustible, les conduites d'alimentation du caloportage, les générateurs de vapeur, l'assemblage et les structures du réacteur et les structures de confinement seront assortis de plans détaillés de gestion du cycle de vie dans leur PGV particulier. Les PGV peuvent ne pas être propres à des SSC particuliers, mais être plutôt axés sur des mécanismes de dégradation ou des exigences opérationnelles pour contrôler ou prévoir la dégradation, par exemple, la corrosion accélérée par le débit, la chimie de l'eau et la surveillance de la fatigue.

Chaque PGV propre à des SSC particuliers devrait tenir compte des neuf caractéristiques d'un programme efficace (voir l'Annexe A). Les programmes en place dans les centrales qui sont crédités à titre de PGV devraient être évalués par rapport aux caractéristiques qui se trouvent à l'Annexe A. Les programmes qui ne comprennent pas ces caractéristiques devraient être modifiés, le cas échéant. Par exemple, des programmes ou pratiques d'entretien ou d'inspection existants pourraient convenir pour la gestion du vieillissement d'une structure, d'un système ou d'un composant, dans la mesure où ils tiennent compte des caractéristiques mentionnées à l'Annexe A.

Compte tenu du fait que les caractéristiques des PGV propres à des SSC particuliers sont habituellement mises en œuvre dans le cadre de plusieurs programmes à la centrale, la documentation d'un PGV propre à des SSC particuliers devrait fournir, pour chaque caractéristique, une description sommaire de l'application propre aux SSC du ou des programme(s) pertinent(s) de la centrale ainsi que des renvois aux documents de la centrale nucléaire qui contiennent les fondements et les preuves à l'appui.
Il incombe au titulaire de permis d'une centrale de définir ses indicateurs de rendement d'un PGV. Il pourrait s'agir, par exemple, des indicateurs de l'intégrité du programme actuellement utilisés dans les rapports sur l'intégrité des systèmes. Voici des exemples d'indicateurs :

1. l'état des matériaux, en ce qui a trait aux critères d'acceptation
2. les tendances dans les données en lien avec les défaillances et la dégradation
3. une comparaison entre les efforts d'entretien préventif et les efforts d'entretien correctif (p. ex. en termes d'années-personnes ou de coûts)
4. le nombre de défaillances récurrentes et d'occurrences de dégradation
5. l'état de la conformité avec les programmes d'inspection

Le document du PGV devrait également comprendre une page sommaire qui fait ressortir les principaux renseignements servant à mieux comprendre et à gérer le vieillissement, notamment les matériaux, les sites de dégradation, les facteurs de stress du vieillissement et l'environnement, les mécanismes de vieillissement et leurs effets, les exigences et méthodes d'inspection et de surveillance, les méthodes d'atténuation, les exigences réglementaires et les critères d'acceptation.

4.7 Gestion de l'obsolescence technologique

Le titulaire de permis doit établir un programme de gestion de l'obsolescence technologique. Les dispositions sur la gestion de l'obsolescence doivent être consignées.

Orientation

Le programme de gestion de l'obsolescence technologique devrait porter sur ce qui suit :

1. l'approvisionnement en pièces de rechange pour la durée de vie prévue et le remplacement des pièces en temps utile
2. des arrangements à long terme avec les fabricants et les fournisseurs de pièces de rechange pour le soutien technique
3. la disponibilité de la documentation à l'appui de l'entretien et du remplacement des SSC
4. la disponibilité de documentation et de technologies à l'appui de la conception d'une structure, d'un système ou d'un composant équivalent, le cas échéant
5. des dispositions visant la modernisation et les mises à jour technologiques

4.8 Interfaces avec d'autres programmes d'appui

Tous les programmes et toutes les activités d'appui qui font partie intégrante de la gestion du vieillissement d'une centrale nucléaire doivent être identifiés, et leurs interfaces et leurs exigences en matière de données et d'information définies dans le document décrivant le cadre général de PGV intégré, dont les programmes d'analyse de la sûreté [4, 5, 6], d'entretien [16] et de fiabilité [15].

Orientation

Le cadre de PGV intégré devrait également comprendre les renseignements sur la gestion du vieillissement devant être fournis pour d'autres programmes et activités de la centrale. Par exemple, la section 3.4.1 comprend le besoin de recueillir des données et de l'information à même le PGV, qui doivent être examinées dans le cadre du programme, pour les besoins de l'examen et de la mise à jour réguliers de l'analyse de la sûreté.

4.9 Mise en œuvre des PGV

Le cadre général de PGV intégré et les PGV propres à des SSC particuliers ainsi que les mesures importantes relatives à la gestion du vieillissement doivent être mis en œuvre en application du système de gestion de l'installation du titulaire de permis.

Les données déterminées dans le PGV doivent être recueillies et consignées pour constituer une base en vue des décisions sur le type et le calendrier de mise en œuvre des mesures relatives à la gestion du vieillissement.

Orientation

La mise en œuvre des PGV devrait inclure un processus systématique de gestion du vieillissement qui repose sur la compréhension du vieillissement et qui inclure les tâches de gestion du vieillissement suivantes (voir la Figure 1) :

1. activités de planification, notamment documentation sur les exigences réglementaires applicables, critères de sûreté et de fiabilité applicables, et activités et programmes pertinents
2. opérations dans les lignes de conduite pour l'exploitation qui visent à minimiser le taux de dégradation
3. activités d'inspection et de surveillance qui visent la détection et l'évaluation rapides de la dégradation par au vieillissement
4. activités d'entretien qui visent à atténuer les effets du vieillissement et mesures correctrices concernant la dégradation inacceptable

4.10 Examen et amélioration

L'efficacité du cadre général de PGV intégré et des PGV propres à des SSC particuliers doit faire l'objet d'un examen périodique à l'aide des observations obtenues des indicateurs de rendement et du programme.

Le titulaire de permis doit mettre à jour les PGV et les programmes d'interface ainsi que leur mise en œuvre afin d'en améliorer l'efficacité en fonction des résultats de l'examen, s'il y a lieu.

Conformément au document S-99, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [18], les titulaires doivent signaler toute découverte de renseignements qui peuvent indiquer un effet du vieillissement ou un danger différent, considérablement plus susceptible de se produire ou d'envergure grandement supérieure à ce qui était indiqué dans les documents de permis remis à la CCSN.

Orientation

Les examens devraient être réalisés tous les ans et consignés par écrit. Les examens du programme devraient inclure la prise en compte du rendement en exploitation, des historiques d'inspection et d'entretien, des résultats des évaluations de l'état, des rapports d'événements, des renseignements tirés des résultats de la recherche et du développement, des auto-évaluations, des problèmes actuels et des mesures futures. Les recommandations et les mesures correctrices visant les PGV et les programmes d'appui devraient être mises en œuvre en temps utile, comme il convient.

On devrait prendre les dispositions nécessaires pour que le PGV soit examiné par les pairs afin d'obtenir une évaluation indépendante permettant de déterminer si le programme est conforme aux pratiques généralement reconnues et d'identifier les domaines à améliorer.

Lorsqu'une lacune est identifiée dans un PGV, le titulaire de permis devrait évaluer son importance et, s'il y a lieu, tenter d'en déterminer la cause fondamentale et prendre les mesures correctrices nécessaires. Les PGV devraient être ajustés au besoin en fonction des nouvelles données. Si un composant ne répond pas aux critères d'acceptation, la cause de la défaillance du composant devrait être cernée et examinée afin que soient déterminées des mesures correctrices qui devraient être mises en œuvre en temps utile pour prévenir la récurrence. Le temps qu'il faut pour planifier et mettre en œuvre les options peut être un facteur considérable dans la planification de la gestion du vieillissement. Par conséquent, il est recommandé que les PGV précisent quand le travail devrait être entrepris afin de savoir à quel moment des options critiques sont nécessaires pour gérer l'éventail des incertitudes. Un processus de confirmation devrait être établi afin de s'assurer que les mesures correctrices ont été mises en œuvre et qu'elles sont efficaces.

Des programmes de recherche et de développement adéquatement financés devraient être mis en place afin de répondre à toute nouvelle question liée au vieillissement, d'assurer l'amélioration continue de la compréhension et la prévisibilité des mécanismes de vieillissement et des causes du vieillissement et de mettre en place des méthodes ou des pratiques de surveillance et d'atténuation connexes. Une approche stratégique devrait être suivie pour promouvoir des programmes pertinents de R et D à long terme.

Appendix A: Caractéristiques d'un PGV efficace

Appendix B: Exemple d'une méthode d'évaluation du vieillissement

Adapté du Guide de sûreté NS-G-2.12, Ageing Management for Nuclear Power Plants, de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) [1].

Compréhension du vieillissement

• Conception et spécifications
• Matériaux et propriétés des matériaux
• Conditions opérationnelles
• Exigences de rendement
• Antécédents de fonctionnement et d'entretien
• Expérience générique en matière d'exploitation
• Résultats pertinents de la R et D

Documentation de l'information, y compris :

• Compréhension actuelle du vieillissement des SSC (p. ex. mécanismes et effets du vieillissement, sites de dégradation, tout modèle analytique/empirique de prévision de la dégradation de SSC et toute lacune dans la compréhension du vieillissement).
• Critères d'acceptation, y compris les exigences réglementaires ou codes applicables, les limites et conditions de l'analyse de la sûreté et les objectifs de fiabilité.
• Liste des exigences relatives aux données pour l'évaluation du vieillissement des SSC (y compris toute lacune dans la disponibilité et la qualité des documents existants).

Prévention du vieillissement

Évaluation de l'efficacité des méthodes et des pratiques de prévention de la dégradation due au vieillissement des SSC.

Documentation de l'information, y compris :

• Conception, matériaux, fabrication et construction, méthodes et pratiques d'exploitation et d'entretien visant à prévenir la dégradation due au vieillissement des SSC.
• Conditions et pratiques d'exploitation qui permettent de prévenir ou de réduire au minimum le taux de dégradation du vieillissement des SSC

Surveillance du vieillissement

Évaluation des méthodes de surveillance, en tenant compte de l'expérience pertinente en matière d'exploitation et des résultats de la recherche.

Documentation de l'information, y compris :

• Paramètres de fonctionnement et indicateurs de l'état pour la détection, la surveillance et les tendances dans la dégradation des SSC due au vieillissement;
• Une évaluation de la capacité et de la possibilité des techniques de surveillance existantes pour mesurer ces paramètres et indicateurs avec une sensibilité, une fiabilité et une exactitude suffisantes;
• Techniques d'évaluation des données pour reconnaître la dégradation importante et pour prévoir le rendement futur de la structure, du système ou du composant.

Atténuation du vieillissement

Évaluation de l'efficacité des méthodes et pratiques existantes visant à ralentir la dégradation de la structure, du système ou du composant par le vieillissement.

Documentation de l'information, y compris :

• Méthodes et pratiques d'entretien, surveillance de l'état (y compris la remise à neuf et le remplacement périodique des pièces et des articles consomptibles) pour contrôler la dégradation par le vieillissement de la structure, du système ou du composant.
• Conditions et pratiques opérationnelles réduisant au minimum le taux de dégradation par le vieillissement de la structure, du système ou du composant.
• Modifications possibles à la conception et aux matériaux constituant le composant pour contrôler la dégradation par le vieillissement de la structure, du système ou du composant.

Rapport sur l'examen de la gestion du vieillissement

Information propre à la structure, au système ou au composant pour ce qui est de la compréhension, de la surveillance et de l'atténuation du vieillissement.

Recommandations concernant l'application des résultats de l'examen de la gestion du vieillissement dans la conception, l'exploitation et l'entretien des centrales et recommandations concernant des travaux de R et D pour combler les lacunes dans les connaissances et la technologie.

Glossaire

accident additionnel de dimensionnement

Les conditions additionnelles de dimensionnement (CAD) forment un sous-ensemble des accidents hors dimensionnement (AHD) pris en compte dans le processus de conception de l'installation en conformité avec la méthode de la meilleure estimation pour maintenir les rejets de matières radioactives à l'intérieur des limites acceptables

analyse des causes fondamentales

Analyse objective, structurée, systématique et exhaustive visant à déterminer les raisons intrinsèques d'une situation ou d'un événement, et dont l'ampleur tient compte de l'importance de l'événement en matière de sûreté.

centrale nucléaire

Toute installation de réacteur à fission ayant été construite pour produire de l'électricité à l'échelle commerciale. Une centrale nucléaire est une installation nucléaire de catégorie IA, telle que définie dans le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I.

critères d'acceptation

Limites spécifiées sur la valeur d'un indicateur du fonctionnement ou d'un indicateur de l'état utilisé pour évaluer la capacité d'une structure, d'un système ou d'un composant à exécuter sa fonction prévue.

défaillance

Interruption ou incapacité d'une structure, d'un système ou d'un composant à fonctionner dans le respect des critères d'acceptation.

défaillance d'origine commune

Défaillance simultanée de deux ou plusieurs structures, systèmes ou composants attribuables à un événement ou à une cause spécifique unique tel qu'un phénomène naturel (séisme, tornade et inondation, etc.), une défaillance de conception, des défauts de fabrication, des erreurs d'exploitation et d'entretien, des événements destructeurs d'origine humaine, les effets du vieillissement et autres.

défense en profondeur

Application de plusieurs mesures de protection relatives à un objectif de sûreté particulier, de manière à ce que l'objectif soit atteint même en cas de défaillance d'une des mesures de protection.

dégradation par au vieillissement

Effets du vieillissement qui pourraient compromettre la capacité d'une structure, d'un système ou d'un composant à fonctionner dans le respect des critères d'acceptation. On rencontre aussi le terme « dégradation due au vieillissement ».

dimensionnement

Gamme des conditions et des événements qui sont pris explicitement en compte dans la conception de l'installation, suivant des critères déterminés, de manière à offrir à l'installation la résistance voulue sans dépasser les limites autorisées par les opérations prévues des systèmes de sûreté.

durée de vie

Période allant du fonctionnement initial à la mise hors service finale d'une structure, d'un système ou d'un composant.

effets du vieillissement

Changements nets dans les caractéristiques d'une structure, d'un système ou d'un composant qui surviennent au fil du temps ou de l'utilisation et qui sont dus aux mécanismes de vieillissement.

entretien

Activités organisées, d'ordre administratif et technique, qui consistent à maintenir les structures, systèmes et composants en bon état de marche, y compris les aspects préventifs et correctifs (ou réparations).

essai

Observation ou mesure des indicateurs de l'état ou indicateurs du fonctionnement dans des conditions contrôlées, visant à vérifier que le rendement actuel d'une structure, d'un système ou d'un composant est conforme aux critères d'acceptation.

évaluation de l'état

Évaluation effectuée pour déterminer le rendement actuel et l'état d'une structure, d'un système ou d'un composant (y compris l'une évaluation des défaillances associées à l'âge ou des indices de dégradation importante des matériaux), et pour prévoir le rendement futur, l'ampleur et le taux de dégradation par le vieillissement, ainsi que la durée de vie restante pour l'élément visé (structure, système ou composant).

exploitation à long terme

Exploitation qui dépasse la durée de vie nominale d'une centrale nucléaire; elle est justifiée par les résultats d'un examen intégré de la sûreté qui compare les codes et les pratiques modernes avec les conditions des SSC, les processus qui limitent la durée de vie et un examen de la conception et des mesures d'exploitation de la centrale.

facteur de stress

Agent ou stimulus associé aux conditions préalables à la mise en service et aux conditions opérationnelles qui peuvent produire une dégradation (par le vieillissement), immédiate ou graduelle, d'une structure, d'un système ou d'un composant. Parmi les exemples, mentionnons notamment la chaleur, la vapeur, les produits chimiques, les rayonnements et les cycles électriques.

fonctions 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.

fondement d'autorisation

Ensemble d'exigences et de documents visant une installation ou une activité réglementée, qui comprend :

• les exigences réglementaires stipulées dans les lois et règlements applicables
• les conditions et les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans le permis relatif à l'installation ou à l'activité et les documents cités en référence directement dans ce permis
• les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans la demande de permis et les documents soumis à l'appui de cette demande

gestion du vieillissement

Mesures techniques, d'exploitation, d'inspection et d'entretien visant à contrôler, à l'intérieur des limites acceptables, les effets du vieillissement physique et de l'obsolescence des SSC.

hypothèses limitées dans le temps

Hypothèses qui sont utilisées dans certaines analyses de la sûreté ou de la conception visant la centrale ou des structures, systèmes et composants particuliers, et qui se fondent sur une durée de vie déterminée; sont notamment inclus dans les analyses ce qui suit : calculs de la fatigue des métaux, analyse du choc thermique pressurisé, déformation et fragilisation induite par le rayonnement, vieillissement thermique, perte de matériaux et qualification du matériel électrique, de l'équipement d'instrumentation et de contrôle et des câbles électriques.

indicateur de l'état

Caractéristique d'une structure, d'un système ou d'un composant pouvant être observée, mesurée ou prévue pour inférer ou indiquer directement la capacité actuelle et future de l'élément visé (structure, système ou composant) à fonctionner dans le respect des critères d'acceptation.

indicateur du fonctionnement

Indicateur de l'état qui est une indication directe de la capacité actuelle d'une structure, d'un système ou d'un composant à fonctionner dans le respect des critères d'acceptation.

limites et conditions d'exploitation

Ensemble des limites et des conditions qui peuvent être surveillées par l'opérateur ou en son nom, et qui peuvent être contrôlées par ce dernier.

mécanisme de vieillissement

Processus spécifique qui change graduellement les caractéristiques d'une structure, d'un système ou d'un composant en fonction du temps ou de l'utilisation, comme la fragilisation par la chaleur ou les rayonnements, la corrosion, la fatigue, le fluage, l'érosion, etc.

mise en service

Processus consistant en une série d'activités visant à démontrer que les SSC et l'équipement installés fonctionnent conformément à leurs spécifications et aux attentes de la conception, avant d'être mis en service.

programme de gestion du vieillissement (PGV)

Ensemble de politiques, de processus, de procédures et d'arrangement et d'activités qui déterminent l'orientation pour assurer la gestion du vieillissement des SSC d'une centrale nucléaire.

structures, systèmes et composants (SSC)

Terme général englobant tous les éléments d'une installation ou d'une activité qui contribuent à la protection et à la sûreté, à l'exclusion des facteurs humains. Les structures sont des éléments passifs : bâtiments, cuves, boucliers ou blindages, etc. Un système comprend plusieurs composants assemblés de manière à exécuter une fonction (active) spécifique. Un composant est un élément discret d'un système, par exemple des câbles, des transistors, des circuits intégrés, des moteurs, des relais, des solénoïdes, des conduites, des raccords, des pompes, des réservoirs et des vannes.

système de gestion

Ensemble d'éléments interreliés ou comportant des interactions (système) servant à établir des politiques et des objectifs à atteindre de manière efficiente et efficace. Le système de gestion intègre tous les éléments d'une organisation dans un système cohérent, afin de faciliter l'atteinte de tous les objectifs organisationnels. Ces éléments comprennent la structure, les ressources et les processus. Le personnel, l'équipement et la culture organisationnelle, ainsi que les politiques et processus documentés, font partie du système de gestion. Les processus organisationnels doivent répondre à la totalité des exigences pour l'organisation telles qu'elles ont été établies dans certains documents, comme les normes de sûreté de l'AIEA et d'autres normes et codes internationaux.

systèmes de sûreté

Systèmes qui assurent l'arrêt sécuritaire du réacteur ou l'évacuation de la chaleur résiduelle du cœur du réacteur, ou qui atténue les conséquences des incidents de fonctionnement prévus et des accidents de dimensionnement.

vieillissement

Processus général au cours duquel les caractéristiques d'une structure, d'un système ou d'un composant changent graduellement au fil du temps ou de l'utilisation. Ce processus peut être un mécanisme de vieillissement unique ou une combinaison de plusieurs mécanismes de vieillissement. Le vieillissement non physique est le processus par lequel un élément (structure, système ou composant) devient désuet (obsolescence) en raison de l'évolution des connaissances et de la technologie et des changements connexes dans les codes et les normes. Le vieillissement physique est dû aux processus physiques, mécaniques, thermiques, électriques, chimiques, radioactifs ou biologiques (mécanismes de vieillissement).

Références

1. Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA). Collection normes de sûreté, Guide de sûreté no NS-G-2.12, Ageing Management for Nuclear Power Plants, Vienne, Autriche, 2009.
2. AIEA. Collection rapports de sûreté no 57, Safe Long Term Operation of Nuclear Power Plants, Vienne, Autriche, 2008.
3. Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE), Agence pour l'énergie nucléaire. Glossaire du vieillissement des centrales nucléaires, Paris, France, 1999.
4. Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). Document d'application de la réglementation RD-310, Analyses de la sûreté pour les centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2008.
5. CCSN. Document d'application de la réglementation GD-310, Document d'orientation sur les analyses de la sûreté des centrales nucléaires, Ottawa, 2012.
6. CCSN. Norme d'application de la réglementation S-294, Études probabilistes de sûreté (ÉPS) pour les centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2005.
7. CCSN. Document d'application de la réglementation RD-337, Conceptions des nouvelles centrales nucléaires (ébauche), Ottawa, Canada, 2008.
8. Groupe CSA. N285. General requirements for pressure-retaining systems and components in CANDU nuclear power plants, Toronto, Canada, 2012.
9. Groupe CSA. N286, Management system requirements for nuclear facilities,Toronto, Canada, 2012.
10. Groupe CSA. N287.1 General requirements for concrete containment structures for nuclear power plants, Toronto, Canada, 1993.
11. Groupe CSA. N291-F08, Exigences relatives aux enceintes reliées à la sûreté des centrales nucléaires CANDU, Toronto, Canada, 2008.
12. Groupe CSA. N285.4-F09, Inspection périodique des composants des centrales nucléaires CANDU,Toronto, Canada, 2009.
13. Groupe CSA. N285.5-F08, Inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU, Toronto, Canada, 2008.
14. Groupe CSA. N287.7-F08, Exigences relatives à la mise à l'essai et à la vérification en cours d'exploitation, des enceintes de confinement en béton des centrales nucléaires CANDU, Toronto, Canada, 2008.
15. CCSN. Document d'application de la réglementation RD/GD-98, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2012.
16. CCSN. Document d'application de la réglementation RD/GD-210, Programmes d'entretien des centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2012.
17. Groupe CSA. N290.13-F05, Qualification environnementale des équipements pour les centrales nucléaires CANDU,Toronto, Canada, 2005.
18. CCSN. Norme d'application de la réglementation de la CCSN S-99, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2003.
19. CCSN. Document d'application de la réglementation RD-360, Prolongement de la durée de vie des centrales nucléaires, Ottawa, Canada, 2008.
20. AIEA. Collection normes de sûreté, Guide de sûreté no NS-G 2.10, Periodic Safety Review of Nuclear Power Plants, Vienne, Autriche, 2003.

Renseignements supplémentaires

Les documents suivants contiennent des renseignements supplémentaires qui pourraient intéresser les personnes participant à la conception et à la mise en œuvre de programmes de gestion du vieillissement.

• Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA). Collection normes de sûreté no NS–R–1, Sûreté des centrales nucléaires : conception, Prescription, Vienne, Autriche, 2000
• AIEA. Collection normes de sûreté, Guide de sûreté no NS–G–2.6, Maintenance, Surveillance and In–Service Inspection in Nuclear Power Plants, Vienne, Autriche, 2002
• AIEA. Collection normes de sûreté, Guide de sûreté no NS–G–2.4, L'organisme exploitant des centrales nucléaires, Vienne, Autriche, 2001
• AIEA. Collection normes de sûreté no NS–R–2, Sûreté des centrales nucléaires : exploitation, Prescriptions, Vienne, Autriche, 2000
• AIEA. Collection rapports de sûreté no 3, Equipment Qualification in Operational Nuclear Power Plants: Upgrading, Preserving and Reviewing, Vienne, Autriche, 1998
• AIEA. Collection rapports de sûreté no 62, Proactive Management of Ageing of Nuclear Power Plants, Vienne, Autriche, 2009
• AIEA. TECDOC 1197, Assessment and Management of Ageing of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety: CANDU Reactor Assemblies, Vienne, Autriche, 2001.
• AIEA, TECDOC 1188, Assessment and Management of Ageing of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety: In-containment Instrumentation and Control cables, Volumes I & II, Vienne, Autriche, 1997
• AIEA. TECDOC 1025, Assessment and Management of Ageing of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety: Concrete Containment Buildings, Vienne, Autriche, 1998.
• AIEA. TECDOC 981, Assessment and Management of Ageing of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety: Steam Generators, Vienne, Autriche, 1997
• AIEA. Collection rapports de sûreté no 15, Implementation and Review of a Nuclear Power Plant Ageing Management Programme, Vienne, Autriche, 1999.
• United States Nuclear Regulatory Commission, NUREG-1801, Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report, Volumes 1 et 2, Washington, DC, États-Unis, 2011
• Institute of Nuclear Power Operations (INPO), AP-913 Révision 1, Equipment Reliability Process Description, Atlanta, Georgie, USA, 2001.

Séries de documents d'application de la réglementation de la CCSN

Les installations et activités du secteur nucléaire du Canada sont réglementées par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). En plus de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et de ses règlements d'application, il pourrait y avoir des exigences en matière de conformité à d'autres outils de réglementation, comme les documents d'application de la réglementation ou les normes.

Depuis avril 2013, la collection des documents d'application de la réglementation actuels et prévus comporte trois grandes catégories et vingt­cinq séries, selon la structure ci-dessous. Les documents d'application de la réglementation préparés par la CCSN font partie de l'une des séries suivantes :

1.0 Installations et activités réglementées

Séries 1.1 Installations dotées de réacteurs

2.0 Domaines de sûreté et de réglementation

Séries 2.1 Système de gestion

3.0 Autres domaines de réglementation

Séries 3.1 Exigences relatives à la production de rapports

Remarque : Les séries de documents d'application de la réglementation pourraient être modifiées périodiquement par la CCSN. Chaque série susmentionnée peut comprendre plusieurs documents d'application de la réglementation. Pour obtenir la plus récente liste de documents d'application de la réglementation, veuillez consulter le site Web de la CCSN à suretenucleaire.gc.ca/documents-de-reglementation