Sommaires des rapports de recherche 2001–2002

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RSP-0134 – Établissement d'un processus visant à déterminer la pertinence de la conception des installations de traitement de l'uranium

La détermination des dangers et l'évaluation des risques sont un processus complexe et souvent imparfait. Néanmoins, utilisé avec discernement, ce processus peut aider à distinguer les risques réels des risques négligeables et à établir où il peut être avantageux d'adopter des mesures supplémentaires d'atténuation des risques. Il peut servir à classer les risques en vue de l'établissement des priorités. Bref, comme il permet de caractériser les principaux risques intrinsèques, cet outil facilite la gestion des risques.

L'évaluation des risques sera davantage fiable si elle se fonde sur de solides données, si on y définit clairement les propriétés des modèles utilisés et les hypothèses ayant servi à prendre en compte les incertitudes là où le choix d'une approche par rapport à une autre ne peut reposer sur une base scientifique. Idéalement, toute évaluation des risques devrait comporter une analyse de ces incertitudes et de leur incidence sur l'estimation du risque global. Lorsqu'on fait appel à des approches quantitatives, on devrait exprimer les risques calculés sous forme de gamme ou de distribution plutôt que par une estimation numérique du risque uniquement.

La détermination des dangers et l'évaluation des risques sont un processus itératif. Ce processus devrait être revu et répété, en particulier lorsque les risques semblent élevés ou que de nouvelles données - sur les risques, les expositions ou la relation dose effet - deviennent disponibles.

Aucune des méthodologies actuelles ne permet de déterminer adéquatement tous les dangers, d'évaluer les risques associés et de justifier les mesures d'élimination ou de maîtrise efficace des dangers. Il faut, dans la mesure du possible, intégrer plusieurs méthodologies pour assurer que les dangers ont été cernés, que les risques ont été évalués et que les mesures de protection sont adéquates. Ainsi, les risques résiduels devraient être aussi faibles que l'on puisse raisonnablement s'y attendre.

Les méthodologies peuvent être réparties en trois types : celles qui devraient surtout servir à déterminer les dangers; celles qui peuvent servir à déterminer les dangers et, de plus, permettre d'évaluer les risques; et celles qui devraient surtout servir à évaluer les risques. Plus précisément :

Détermination des dangers

  • Listes de vérification
  • Études des dangers – d'après les conséquences
  • Études des dangers – d'après les écarts
  • Études des dangers – périodiques
  • Bilans de la sûreté
  • Analyse des défaillances
  • Jugement expert

Détermination des dangers et évaluation des risques (approximative)

  • Vérifications et audits (devant surtout servir à déterminer les dangers; peuvent également assurer dans une certaine mesure à valider les mesures de protection)
  • Indices des risques (devant surtout servir à évaluer les risques de façon comparative; peuvent également permettre de cerner les aspects préoccupants, c. à d. s'opposant aux règles de l'art)
  • Arbres des défaillances et arbres des événements (devant surtout servir à remonter à « l'événement dangereux » en vue de déterminer ses causes; permettent également d'obtenir une évaluation quantifiée de la probabilité pour les analyses de risque quantitatives)
  • Évaluations environnementales (devant surtout servir à évaluer les risques de façon approximative, d'après les conséquences environnementale éventuelles; permettent également de cerner les facteurs environnementaux qui atténuent et qui intensifient les conséquences propres aux dangers environnementaux)
  • Facteurs humains (devant surtout servir à évaluer les risques; permettent également de cerner les causes ainsi que les conséquences propres aux erreurs humaines)

Évaluation des risques

  • Fiabilité (validation visant à établir la fiabilité des systèmes de protection, comme les systèmes de déclenchement et les alarmes)
  • Classement des risques
  • valuation des dangers/risques (analyse de risque quantitative).

On considère souvent la détermination des dangers comme la partie la plus importante du processus global de détermination des dangers et d'évaluation des risques, pour les raisons suivantes : a) dans une large mesure, connaître un danger, c'est déjà le maîtriser dans une certaine mesure; b) si on ne croit pas avoir déterminé tous les dangers, on ne saurait être sûr que les risques sont bien évalués, puisque seuls les risques associés à des dangers connus seront évalués.

L'évolution des événements dangereux peut se décomposer ainsi :

  1. Causes. Il s'agit des causes des écarts possibles par rapport au fonctionnement prévu
  2. Écart. Il s'agit de l'écart résultant par rapport au fonctionnement prévu, découlant de la cause
  3. Conséquences. Il s'agit des conséquences indésirables, résultant de l'écart par rapport au fonctionnement prévu

Ces données peuvent aider à déterminer les dangers. La détermination des dangers peut donc se faire de façon ascendante - détermination des causes et des écarts, ou descendante – détermination des conséquences indésirables, en remontant aux causes et aux écarts possibles cernés.

Deux des méthodologies, soit l'analyse des erreurs humaines et les évaluations environnementales, portent sur des dangers particuliers que l'on ne peut évaluer facilement à l'aide d'autres méthodologies, même si toutes les méthodologies ont des traits communs. La détermination des causes potentielles, des facteurs d'atténuation et d'intensification propres à l'erreur humaine ainsi que des conséquences environnementales repose sur des connaissances approfondies.

En dernier lieu, dans la détermination des dangers et l'évaluation des risques, le niveau de formation, d'expertise et d'expérience de l'évaluateur est un facteur qui aura une incidence considérable sur la qualité des résultats de l'évaluation. La majeure partie des sections de revue traitent du recours approprié à un expert ou au niveau d'expertise voulu.

Un modèle de compétence dont les critères sont les habiletés, les capacités, la formation et l'expérience permet habituellement d'établir le profil de l'« expert » requis. Les connaissances devraient être « approfondies » dans le domaine choisi et suffisamment « vastes » pour permettre d'établir une charnière avec d'autres domaines. Les compétences non techniques, bien qu'elles soient moins importantes que la connaissance du domaine, sont néanmoins cruciales pour permettre à l'expert d'exercer une influence. Il ne sert à rien de posséder une connaissance et une expérience importantes du domaine si un personnel moins chevronné ne peut appliquer ces facteurs et les incorporer dans la conception de processus (étude de procédé). Une telle connaissance approfondie d'un « domaine » aura été acquise sur une période assez longue, soit de 5 à10 ans.

Le rapport donne un aperçu des faiblesses de chaque méthodologie, afin que le personnel connaissant peu (ou pas) de méthodologies particulières soit en mesure d'étudier la façon dont les méthodologies ont été appliquées, de s'interroger sur la qualité des résultats des évaluations et d'établir le bien fondé des recommandations visant les changements à apporter.

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RSP-0135 – Surveillance du cancer à proximité des installations nucléaires – Phase 1

Certains rapports relatifs à une incidence et une mortalité accrues du cancer dans le voisinage des installations nucléaires ont été publiés. La controverse concernant l'excès de risque de leucémie infantile semble en grande partie levée, mais la question du risque possible pour la santé n'a pas été totalement écartée. Comme les études menées à ce jour comportent des limitations et que les questions de rejets peuvent être particulières au site étudié, la communauté scientifique ne peut exclure catégoriquement la possibilité d'un excès de risque de leucémie ou d'autres cancers. Pour répondre aux préoccupations continues du public, on a recommandé que d'autres études épidémiologiques soient effectuées et qu'elles portent sur la surveillance de l'incidence du cancer ainsi que la modélisation de l'exposition aux rayonnements.

Un système de surveillance permettra de répondre pleinement aux préoccupations du public quant à l'incidence des installations nucléaires sur la santé. Une fois que le système aura été déployé, on pourra surveiller les profils de cancers dans le voisinage de toutes les grandes installations nucléaires au Canada et cerner les tendances géographiques et temporelles de l'incidence du cancer à proximité de ces installations. Les données recueillies aideront la CCSN et Santé Canada à accomplir leurs mandats respectifs de protection de la santé de la population.

Les données de surveillance serviront à assurer que les exigences réglementaires concernant les expositions du public sont suffisantes et à répondre aux préoccupations du public. Il est peu probable que les sièges individuels suscitent un approfondissement des connaissances scientifiques concernant la relation dose effet en raison de la taille relativement faible des populations dans le voisinage de la plupart des sièges, de la rareté de nombreux sièges de cancer et des incertitudes entourant les estimations des expositions. Toutefois, les résultats provenant d'installations semblables peuvent être combinés.

Cancer Care Ontario a lancé un projet pilote dans la région de Pickering pour établir la faisabilité du système de surveillance et obtenir des données qui aideront à choisir les méthodes à adopter lors de travaux ultérieurs. La région de Pickering a été choisie parce qu'une centrale nucléaire y est exploitée depuis 1971.

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RSP-0136 – Étude sur les répercussions potentielles de l'adoption d'exigences d'autorisation en cas de défaillance unique/d'accident grave

La démarche canadienne en matière d'analyse d'accidents, qui prévoit des analyses de défaillance unique ou double, diffère considérablement de celle employée par d'autres pays. La méthode utilisée ailleurs est fondée en grande partie sur la démarche de style américain « accidents de référence/accidents graves ». Les agents de la CCSN ont identifié certains domaines qui posent problème avec la pratique canadienne actuelle et ce rapport a été exécuté sur demande afin d'examiner les avantages et les inconvénients de chaque méthode. Ces renseignements seront utilisés comme données d'entrée dans un examen des agents de la CCSN visant à déterminer si des changements doivent être apportés aux pratiques canadiennes courantes.

Le contexte de la démarche canadienne actuelle relative à la défaillance unique ou double a été examiné et comporte des fondements techniques solides. Les avantages et inconvénients de cette démarche ainsi que de la méthode « accidents de référence/accidents graves » ont été examinés et certaines différences fondamentales ont été décelées. Les exigences actuelles relatives à la validation des accidents pour les accidents dus à une défaillance unique/double ont été examinées et la méthode suivie pour les analyses d'accidents graves est discutée ailleurs.

L'examen laisse supposer qu'un changement complet de la méthode « accidents de référence/accidents graves » n'est pas recommandé, mais que l'on peut envisager d'apporter des changements à la méthode actuelle. Des recommandations ont été faites concernant la reclassification de la liste actuelle des accidents en trois catégories; les accidents de référence, la défaillance double et les accidents graves. Les accidents de référence pour toutes les centrales CANDU doivent être définis plus clairement et une conformité plus serrée doit être assurée avec les exigences précisées. Il est recommandé que l'accent soit mis, dans l'étude des accidents graves, sur une compréhension plus approfondie du phénomène en cause, de manière à ce que des directives relatives à la gestion des accidents graves puissent être préparées pour aider les opérateurs à réduire au minimum les doses potentielles hors du site. Les analyses devraient utiliser la méthode de la « meilleure estimation avec incertitude » accompagnée de mesures de recouvrement et d'hypothèses plus réalistes intégrées. Cette démarche permettra une réduction globale du risque en mettant l'accent de l'opérateur sur l'évitement et l'atténuation des accidents graves grâce à des procédures d'exploitation d'urgence.

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RSP-0137 – Effets combinés du rayonnement alpha, du nickel et de l'arsenic – Exposition de fibroblastes humains

Il est bien connu que l'exposition à de fortes doses de rayonnements ionisants augmente le risque de cancer, bien qu'un tel risque n'ait pas été démontré à de faibles doses et à de faibles débits de doses chez l'humain ni chez les animaux. De nombreuses données indiquent que les rayonnements à faible transfert linéique d'énergie (TLE) à faibles doses et à faibles débits de dose entraînent chez les cellules une augmentation de la capacité de réparation de l'ADN, ce qu'on appelle la réaction adaptative, processus qui diminue le risque de cancer au lieu de l'augmenter (1, 2). L'exposition aux rayonnements à TLE élevé est considérée comme plus dangereuse, par unité de dose, que l'exposition aux rayonnements à faible TLE. L'exposition aux rayons alpha représente environ la moitié de la dose d'origine naturelle et est due principalement à l'inhalation de radon et de ses produits de filiation. L'exposition professionnelle se produit principalement chez les mineurs, particulièrement les mineurs d'uranium, et est causée par l'inhalation de produits de filiation du radon et de particules de poussière d'uranium. Selon une étude récente sur le risque associé à l'inhalation de poussière d'uranium chez le rat, le risque de cancer du poumon associé à cette exposition à des rayons alpha n'est pas corrélé à la dose, mais est directement corrélé au débit de dose (3). Ce résultat laisse croire que le risque dépend uniquement de la capacité de réparation de l'ADN par les cellules pulmonaires, c'est-à-dire le temps disponible pour achever la réparation des lésions de l'ADN à la suite d'une exposition à des rayons alpha avant que les cellules ne soient de nouveau exposées.

Les composés de nickel et d'arsenic sont cancérigènes pour l'humain. Une exposition chronique à des composés de l'arsenic, soit sous forme As(III) ou As(V), provoque le cancer du poumon et de la peau chez l'humain, mais pas chez les animaux de laboratoire (4). Les mécanismes qui interviennent sont obscurs, étant donné que l'arsenic n'entraîne pas de réaction mutagène dans les cellules de mammifères en culture (5). L'arsenic provoque toutefois des aberrations chromosomiques de type chromatide et des échanges de chromatides sœurs (6, 7). Plusieurs études indiquent que l'interaction avec le processus de réparation de l'ADN pourrait être le mécanisme prédominant de la génotoxicité induite par l'arsenic, comparativement aux lésions directes de l'ADN (5, 6).

Les composés de nickel (Ni II) sont cancérigènes chez l'humain et les animaux de laboratoire. Des liaisons croisées ADN-protéines ainsi que des aberrations chromosomiques sont induites, surtout dans les régions hétérochromatiques (8). Elles pourraient être dues à des lésions oxydatives de l'ADN résultant de l'inactivation des systèmes de défense cellulaire (5). On a aussi montré que les composés Ni(II) interfèrent avec la réparation des lésions de l'ADN causées par les rayons UV et les rayons X dans les cellules humaines (9). L'augmentation des lésions de l'ADN et l'inhibition de la réparation de l'ADN surviennent toutes deux à des concentrations non cytotoxiques (5).

Les deux mécanismes qui interviennent avec ces deux métaux, soit l'augmentation des lésions de l'ADN et l'inhibition de la réparation de l'ADN, pourraient expliquer le potentiel cancérigène de ces métaux. Toutefois, il faut se rappeler que des mécanismes épigénétiques, tels ceux qui interfèrent avec les processus intervenant dans la promotion ou la progression des tumeurs, pourraient également contribuer à leur action.

Bien que le risque associé à l'exposition aux rayons alpha chez les mineurs ait été bien étudié, ces personnes pourraient aussi être exposées à des minéraux contenant du nickel ou de l'arsenic, et les effets possibles de l'interaction entre ces métaux et les rayonnements à TLE élevé n'ont pas encore été mesurés. L'enquête visait par conséquent à étudier l'exposition combinée aux rayons alpha et au Ni (II) ou à l'As afin d'en déterminer les effets additifs ou synergiques sur des fibroblastes humains normaux. Les épreuves utilisées visaient à détecter les effets ayant trait aux lésions et à la réparation de l'ADN ou des chromosomes.

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RSP-0138 – Examen de la limite de couverture de la Loi sur la responsabilité nucléaire – Phase 1 Élaboration de la méthode

La Loi sur la responsabilité nucléaire (LRN) de 1970 limitait à 75 millions de dollars la responsabilité des exploitants de réacteurs nucléaires au Canada à l'égard des dommages causés à l'extérieur de leurs installations par un accident. Le gouvernement du Canada a décidé récemment de suivre la tendance internationale et de hausser ce plafond. C'est pourquoi la firme Magellan Engineering Consultant Inc. (Magellan) a été chargée d'examiner le bien-fondé du nouveau plafond de responsabilité des centrales nucléaires, de proposer une méthode permettant d'établir avec constance un plafond similaire pour des activités nucléaires et radiologiques autres que celles des centrales et d'indiquer comment modifier le manuel de mise en œuvre de la LRN par suite de cet examen.

Le projet s'est déroulé en plusieurs étapes, dont la première consistait à élaborer la méthode. Les autres concernent le perfectionnement et la mise en œuvre. Le présent rapport porte sur la première étape.

Le rapport expose les questions et difficultés entourant l'établissement des coûts des accidents. On peut assigner des valeurs aux différentes composantes du coût, mais il reste des questions de procédés, et la quantification de coûts parfois intangibles est complexe et subjective. Il est donc proposé de réunir en atelier des représentants de la haute direction des principaux ministères fédéraux participant à la mise en œuvre de la LRN.

Les principales étapes de la démarche proposée sont les suivantes :

  • choisir une centrale de référence
  • dresser une liste des accidents de référence et des scénarios météorologiques dont il est souhaitable d'établir le coût
  • déterminer les composantes du coût à inclure dans les calculs.
  • quantifier ces composantes du coût
  • calculer le coût des accidents de référence
  • estimer la « fraction de garantie » de la protection de base maximale proposée (plafond de responsabilité)
  • valider et modifier la démarche
  • fixer les principaux paramètres de la nouvelle équation devant servir à déterminer la garantie maximale exigée
  • faire une analyse de sensibilité à ces paramètres
  • mettre au point les équations paramétriques
  • définir d'autres catégories d'installations nucléaires
  • appliquer la même méthode aux autres installations

Il est proposé de réviser le manuel de mise en œuvre seulement quand les coûts auront été évalués et que les équations paramétriques auront été posées.

Il faudra discuter des procédés et des coûts avant de finaliser les hypothèses. C'est pourquoi le processus recommandé implique des répétitions et beaucoup de consultations.

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RSP-0139 – Analyse du plutonium 239/plutonium 240 et de l'américium 241 dans les échantillons d'urine : Rapport sur un projet d'élaboration de méthodes réalisé par la Commission canadienne de sûreté nucléaire

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a demandé à la Section des essais biologiques du Bureau de mettre au point une méthode pour la préparation et la mesure des échantillons d'urine enrichis de plutonium (239Pu ou 240Pu) et d'américium (241Am). Lorsqu'on aura déterminé que la méthode est suffisamment exacte et précise, celle-ci sera utilisée pour la mise sur pied d'un programme d'intercomparaisons qui aidera les laboratoires du service de dosimétrie interne à satisfaire à la norme d'application de la réglementation S-106 [1] pour l'analyse du plutonium et de l'américium dans l'urine.

Des échantillons d'urine, auxquels on avait ajouté du HCl concentré comme préservatif, ont été enrichis de 239Pu et de 241Am à plusieurs concentrations choisies dans le but de tester la capacité de la méthode à détecter et à mesurer l'excrétion urinaire d'une incorporation à la limite annuelle d'incorporation (LAI) de 1 à différents intervalles après l'exposition. Le 242Pu et le 243Am ont été utilisés comme marqueurs, respectivement, pour surveiller la récupération des radionucléides durant la préparation des échantillons. Tous les étalons et les marqueurs ont été achetés auprès du National Institute of Standards and Technology (NIST) des États-Unis.

Le plutonium et l'américium ont été préconcentrés ensemble par coprécipitation au phosphate de calcium, puis séparés par chromatographie d'extraction à l'aide de colonnes Tru-Spec achetées auprès de Eichrom Inc. La méthode mise au point par la Section des essais biologiques du Bureau de la radioprotection est adaptée de la procédure de Eichrom [2], mais la procédure d'oxydation par voie humide qui précède la chromatographie a été considérablement modifiée par l'utilisation d'une combinaison différente d'oxydants ainsi que d'une quantité beaucoup plus grande de ces réactifs pour obtenir une oxydation plus complète du matériel interférant.

Chaque radionucléide a été préparé pour la spectroscopie alpha par précipitation au fluorure de cérium plutôt que par électro-déposition. Le spectromètre alpha utilisé était le modèle OCTETE PC de EG & G ORTEC. Les logiciels de comptage et d'analyse utilisés étaient MAEStrO et AlphaVision (ver 4.01) de ORTEC.

Le taux moyen de récupération des marqueurs au moyen de cette méthode d'analyse aux concentrations d'enrichissement testées se comparait favorablement avec celles signalées avec la technique de Eichrom, de laquelle la présente méthode a été adaptée. Eichrom Inc. [7] a signalé des taux de récupération de 74 % et de 95 %, respectivement, pour le 241Am et le 242Pu, à partir d'une combinaison de 20 échantillons ou plus d'urine véritable et synthétique. Les valeurs obtenues pour le présent projet sont comparables pour le 239Pu (98,5 %) et beaucoup plus élevée pour le 241Am (98,3 %), et ce, malgré l'utilisation d'urine humaine naturelle, avec laquelle il est beaucoup plus difficile de travailler en raison des variations imprévisibles des taux de substances interférentes d'un échantillon à l'autre.

Les trois jours nécessaires au comptage peuvent sembler longs, mais il s'agit d'un mode opératoire acceptable dans les laboratoires d'essais biologiques industriels. À des concentrations plus près de l'activité minimale détectable, nous proposons de procéder à un comptage plus long afin d'augmenter la précision et de réduire le biais en tenant compte, naturellement, des contraintes habituelles liées à la nécessité de produire rapidement des résultats.

La méthode mise au point à la Section des essais biologiques est assez sensible pour permettre la mise sur pied d'un programme d'intercomparaisons pour l'analyse du 241Am et des composés du 239Pu et du 240Pu de type M dans l'urine. Pour les composés du 239Pu et du 240Pu de type S, cette capacité est limitée à l'excrétion urinaire correspondant à une LAI 1 aux intervalles postincorporation susmentionnés.

Comme une fraction beaucoup plus grande des radionucléides incorporés est excrétée dans les selles, la méthode de spectrométrie alpha mise au point à la Section des essais biologiques peut servir à la surveillance fécale des incorporations à une LAI 1 ainsi qu'à des fractions de la LAI correspondant à un niveau d'investigation choisi. Cependant, l'analyse des selles est rarement utilisée pour la surveillance habituelle. Elle sert surtout à l'investigation d'incorporations par des substances inconnues ou d'incorporations soupçonnées.

Bien que la surveillance urinaire demeure la méthode de surveillance habituelle privilégiée, une technique plus sensible, telle que la spectrométrie de masse utilisant un plasma à couplage inductif comme source d'ionisation (ICP-MS), est recommandée. Pickford et Cox [8] ont signalé une limite de détection pour le Pu de 4 fg/L ou 9,2 μBq/L. Bien que certains chercheurs, comme Wyse and Fisher [9], indiquent qu'il est nécessaire de préparer les échantillons d'une façon semblable à celle décrite dans la méthode mise au point pour le présent projet, des économies de temps sont tout de même réalisées au cours de l'étape de mesure, car la technique d'ICP/MS permet de traiter 100 échantillons ou plus par jour.

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RSP-0140 – Évaluation des programmes de formation des techniciens en sûreté à Ontario Power Generation Inc., centrale nucléaire de Bruce-B

Les programmes de formation des techniciens en radioprotection et en sûreté d'Ontario Power Generation (OPG) à la centrale nucléaire de Bruce-B ont été évalués dans la semaine du 22 janvier 2001. Les évaluateurs ont utilisé un sous-ensemble des objectifs et critères d'évaluation (modificatif 1, janvier 1997) de la CCSN pour déterminer si les programmes d'OPG respectent ou non les principes de l'approche systématique de formation (ASF).

L'équipe d'évaluation a étudié les politiques, procédures et documents de formation d'OPG, a fait seize entrevues, a observé le déroulement de cinq cours et examiné le système des registres de formation.

Les programmes de formation présentent plusieurs des caractéristiques de l'ASF. Tous les techniciens ont une bonne idée de ce qu'on attend d'eux, en formation et au travail. Les instructeurs ont démontré une bonne connaissance de la matière pendant les cours auxquels les évaluateurs ont assisté. En règle générale, les étapes de l'analyse, de la conception, du développement, de la mise en œuvre et de l'évaluation ont été appliquées à ces cours.

Les évaluateurs ont constaté que la procédure d'Ontario Hydro Nuclear (OHN) décrivant la formation et la qualification des techniciens en systèmes de sûreté (Safety Technician Training and Qualification Description, N-PROC- tr-0034) ne reflète pas les actuels programmes de formation. Elle décrit plutôt le programme précédent, qui visait tous les techniciens des systèmes de sûreté des installations d'OHN. De nouveaux programmes sont en cours d'élaboration et de nouvelles descriptions de la formation et des qualifications qu'exigent les postes de techniciens sont en cours. OPG a fourni aux évaluateurs la description de la formation et des qualifications des techniciens en radioprotection (N-TQD-402-00001, mod. 01) et des techniciens en systèmes de sûreté classique (N-TQD-411-00001, mod. 00), mais il n'y a pas de document concernant le poste de technicien en systèmes de sûreté pour la préparation aux situations d'urgence.

Il existe des registres électroniques de la formation des techniciens en radioprotection et en systèmes de sûreté, mais seuls les premiers correspondent directement aux exigences de formation énoncées dans la description de la formation et des qualifications des postes.

Certains techniciens ne répondent pas aux critères du premier échelon de leur poste et exécutent des tâches sans avoir reçu la formation nécessaire.

Il apparaît de plus qu'aucune matrice de formation des postes de technicien n'est complète. Une partie des tâches, des éléments de connaissances, des compétences et des cours de formation ne sont pas précisés.

Dans l'ensemble, les programmes de formation ne sont pas au point et ceux des techniciens en radioprotection et en systèmes de sûreté sont en cours d'examen et de révision.

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RSP-0141 – Modélisation physique et numérique d'une installation de gestion des résidus dans des trous de mines

L'installation de gestion des résidus (IGR) est une fosse ou un trou de mine excavé dans lequel les résidus sont déposés. Au moment du déclassement, le trou est recouvert, la nappe aquifère se remet en place et les résidus sont submergés. On estime que les avantages du milieu isolé, géologiquement stable et anaérobique compensent les incidences négatives associées à la création d'une source à long terme de contamination souterraine. L'efficacité d'une IGR dans un trou peut ainsi être exprimée en termes de taux absolu d'expulsion du soluté hors du trou et de concentration du soluté généré vers un plus faible gradient. Un élément de la conception visant à améliorer le rendement porte également le nom de « membrane périphérique perméable ». La membrane périphérique perméable est un revêtement de trou constitué d'un matériau à conductivité hydraulique élevée qui permet aux eaux souterraines d'être déviées vers la périphérie des résidus plutôt que de les traverser. Si aucune membrane périphérique n'est incluse, on dit du trou (ou de la fosse) qu'il possède une « membrane périphérique naturelle ».

Deux modèles d'échelle ont été construits pour l'IGR dans une fosse et pour un certain volume de la roche hôte environnante. Les modèles consistent en une fosse cylindrique d'un diamètre de 0,9 m de diamètre pénétrant à une profondeur de 0,45 m dans un volume de roche hôte dont les dimensions sont de 0,45 m sur 2,3 m de longueur sur 1,35 m de largeur et sur 0,9 m d'épaisseur. Dans l'un des modèles (le modèle), du sable destiné à la confection de mortiers a été utilisé pour représenter une roche hôte fracturée à de nombreux endroits. Dans l'autre modèle (le modèle DF), les ouvertures entre cinq dalles de roche empilées représentent 4 fractures discrètes horizontales. La fosse a été revêtue d'une couche de 2 cm d'épaisseur de gravier filtrant qui représente une membrane périphérique perméable, ou de sable pour confection de mortiers représentant un environnement naturel. La fosse revêtue a ensuite été recouverte d'une couche de silice concassée d'une épaisseur de 5 cm renfermant un colorant fluorescent représentant les résidus remplis de soluté. L'intérieur de la fosse est occupée par un tonneau en acier.

Des expériences ont été réalisées dans le but de caractériser l'écoulement des eaux souterraines et le transport du soluté à travers les quatre combinaisons de roche hôte/membrane environnante. Pour débuter chaque expérience, un champ d'écoulement en régime permanent a été établi d'un côté à l'autre du modèle. Des échantillons d'eau souterraine ont été recueillis durant les 7 à 55 jours suivants pour caractériser le mouvement du traceur en provenance de la source de résidus vers l'extrémité du gradient descendant dans le modèle. Des échantillons d'eau souterraine ont également été recueillis en provenance des résidus à la fin de chaque expérience dans le but de caractériser la répartition des traceurs résiduels.

Le taux auquel le traceur a été expulsé des résidus atteignait un sommet au début de chaque expérience, puis tombait vers une valeur de régime permanent. De façon générale, la performance des modèles à cet égard ne dépendait pas du type de roche hôte, ni du type de roche. Cette insensibilité a été attribuée au fait que le tonneau en acier permettait d'éviter le transport d'advection du soluté à l'intérieur et l'extérieur des résidus. Une fois expulsé des résidus, cependant, le mouvement du soluté à travers la membrane périphérique et la roche hôte a été fortement contrôlé par les différents régimes d'écoulement en régime permanent.

Le modèle numérique FRAC3DVS a été utilisé pour simuler l'écoulement des eaux souterraines et le transport du soluté dans les quatre expériences. Le modèle numérique ne correspondait pas exactement au taux d'expulsion du soluté en provenance des résidus au tout début, mais la correspondance était beaucoup plus grande par la suite. L'écart pour les premiers temps a été attribué à l'utilisation d'une discrétisation à grains très grossiers à quelques mm hors de la source de résidus. Le modèle n'a pas permis d'établir de correspondance précise entre le mouvement du soluté à travers la membrane périphérique et la roche hôte. Les écarts reflètent un régime d'écoulement des eaux souterraines simulé avec un manque de précision et les limites du terme de dispersion utilisé dans FRAC3DVS. En dépit des écarts observés, cependant, le modèle numérique a été extrêmement utile comme outil pour l'analyse des résultats physiques du modèle et comme outil pour la modélisation prédictive plus approfondie.

Il a été conclu, d'après les résultats de la modélisation physique et numérique, que l'expulsion du soluté provenant d'une fosse revêtue et traversant une membrane périphérique perméable, sera dominée par la diffusion, et que le taux de flux diffusif diminuera de manière asymptotique en fonction du temps. Par contre, l'expulsion du soluté provenant d'une membrane périphérique naturelle sera dominée par le taux de flux d'advection provenant du centre des résidus vers l'extrémité du gradient descendant et ce taux sera relativement uniforme en fonction du temps.

Une solution numérique/analytique de combinaison a été utilisée pour estimer le taux d'expulsion du soluté provenant d'une installation pleine échelle théorique possédant une membrane périphérique perméable ou naturelle. L'analyse a indiqué que les résidus étaient dix fois moins perméables que la roche hôte, le taux d'expulsion du soluté provenant du système environnant perméable diminuait en deçà du taux de la membrane périphérique naturelle à l'intérieur d'environ un an après le déclassement. Si les résidus avaient été 100 fois moins perméables que la roche hôte, il se serait écoulé 250 ans avant que ce phénomène ne se produise.

Des examens plus approfondis ont été recommandés afin : 1) d'examiner de manière plus approfondie le processus de diffusion de matrice sous le rapport de ses incidences sur l'atténuation du panache; 2) de vérifier plus précisément pourquoi le modèle numérique n'a pas permis de mieux simuler les expériences; 3) d'examiner comment le phénomène géochimique agira sur l'expulsion du soluté provenant des résidus; 4) de revoir la modélisation utilisée pour prévoir la performance des trois installations de gestion des résidus (IGR) actuellement en exploitation.

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RSP-0142 – Étude sur les utilisateurs de jauges portatives au Canada

Une enquête visant à améliorer les connaissances de la CCSN sur les travaux réalisés par des utilisateurs de jauges portatives au Canada a été réalisée. L'enquête portait essentiellement sur certains aspects des travaux qui auront une incidence sur la dose reçue par les utilisateurs qui se servent des jauges. Les questions discutées dans l'enquête comprennent la démographie générale, le nombre de fois que des jauges sont utilisées, les habitudes de transport et la formation. Des statistiques ont été générées d'après les résultats et sont présentées dans le rapport. Les statistiques visent à aider la CCSN à orienter ses politiques à venir concernant les utilisateurs de jauges portatives.

Les premiers résultats de cette enquête sont que les utilisateurs de jauges portatives sont séparés en deux groupes selon les taux d'utilisation. Le groupe des faibles utilisateurs (55 % de l'échantillon) utilise des jauges moins de 1000 fois par année, alors que le groupe des gros utilisateurs (45 % de l'échantillon) utilise des jauges entre 1 556 et 20 880 fois par année.

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RSP-0143 – Acoustique du circuit caloporteur primaire : Validation des hypothèses relatives au programme

Ce rapport analyse le comportement acoustique d'une pompe centrifuge dans un pipeline. Des modèles de pompes acoustiques actuels à deux ports qui permettent d'extraire la contribution de la pompe en champ acoustique éloigné dans le pipeline sont examinés. Un modèle de matrice de diffusion acoustique est choisi pour l'analyse actuelle d'une pompe centrifuge à décharge et à volute unique.

La vérification des éléments dans la matrice est effectuée sur l'appareil d'essai grâce à l'utilisation d'un haut-parleur piézoélectrique et hydrorésistant qui introduit un champ acoustique secondaire dans le pipeline. Les résultats sont conformes à ceux prévus lorsqu'on utilise la forme complète du transfert acoustique de la pompe précisée dans la documentation. La diffusion observée dans les données est attribuée à l'acoustique et aux vibrations du pipeline.

Les données de base pour la pompe sont extraites à l'aide de la matrice de diffusion pour les différents débits et vitesses de pompe. Les résultats laissent supposer que la pompe se comporte comme une source acoustique de type mixte, affichant à la fois des caractéristiques de monopôles et de dipôles. En outre, une réaction acoustique peut mener à l'amplification d'une ou de plusieurs des sources présentes dans la pompe. Enfin, on a observé que le pompage a une incidence importante sur l'amplitude et la phase de la source.

Le rapport conclut que les modèles théoriques existants pour prévoir le comportement d'une pompe centrifuge ne conviennent pas, d'après les observations ci-dessus. Des recommandations relatives à une étude approfondie sont fournies; elles comprennent des mesures améliorées et l'élaboration d'un modèle théorique plus précis pour la pompe comme source acoustique dans un pipeline.

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RSP-0144 – Groupes de discussion sur la recherche exploratoire des relations communautaires

Opinions du public sur l'énergie et les installations nucléaires au Canada

  • Les participants disent pour la plupart n'accorder que peu d'attention à l'énergie nucléaire. Ce n'est pas un sujet fréquent de conversation, sauf quand un événement lié au nucléaire fait les manchettes.
  • La plupart des participants avouent en savoir très peu sur l'énergie et les installations nucléaires; certains ont même dit ne pas savoir que le Canada utilisait l'énergie nucléaire ou qu'il existait au Canada des centrales nucléaires.
  • Beaucoup ont l'impression de ne pas être directement touchés par l'énergie ou les installations nucléaires, puisque tout se passe loin de chez eux. De fait, même des personnes vivant à proximité d'une centrale nucléaire (à Toronto, à Moncton ou à Trois-Rivières, par exemple) sont peu préoccupées par les différents aspects de l'énergie nucléaire.
  • Bon nombre des opinions exprimées semblent liées à Tchernobyl, à Three Mile Island et au récent naufrage d'un sous-marin russe.
  • Invités à préciser ce qu'évoque pour eux l'énergie nucléaire, la plupart des participants expriment des inquiétudes plutôt que des avantages. La majorité des participants parlent des déchets et des centrales nucléaires.
  • Interrogés sur le type d'information qu'ils aimeraient recevoir, beaucoup demandent qu'on réponde à des questions fondamentales sur l'énergie nucléaire (p. ex. : Qu'est-ce que l'énergie nucléaire et comment ça fonctionne? À quoi sert l'énergie nucléaire? Combien y a-t-il d'installations nucléaires au Canada et où sont-elles?). Ils veulent aussi des réponses à des questions plus précises sur le traitement des déchets et les centrales nucléaires.
  • Étant donné ce peu de préoccupations et de connaissances, il n'est pas surprenant de constater que très peu disent avoir déjà cherché à s'informer sur ce sujet.

Connaissance de la réglementation nucléaire au Canada

  • Aucun des participants ou presque ne connaissait la CCSN, avec ou sans indice. L'ancienne Commission de contrôle de l'énergie atomique (CCEA) semblait mieux connue, quoique seulement de nom par la plupart (autrement dit, ils n'ont pu donner aucun détail sur l'organisme et ses responsabilités).
  • La plupart croyaient que le « gouvernement » était l'organisme de réglementation de la production et de l'utilisation de l'énergie nucléaire au Canada. Ils ne savaient pas beaucoup mieux qui, du gouvernement fédéral (ou d'un ministère fédéral comme Ressources naturelles ou Environnement) ou de leur gouvernement provincial en a la responsabilité globale. Un nombre substantiel de personnes attribuaient cette responsabilité à leur fournisseur d'hydroélectricité et d'autres ont dit ne pas savoir.
  • À l'extérieur du Québec, bon nombre de ceux qui ont finalement déterminé que le gouvernement fédéral est l'organisme de réglementation sont arrivés à cette conclusion par déduction, sans savoir vraiment si tel est bien le cas.
  • Au Québec, les participants ont été plus nombreux à nommer sans équivoque le gouvernement du Canada comme l'organisme responsable de la réglementation nucléaire au Canada.

Participation aux processus de la CCSN

  • Pour beaucoup, l'impression d'être mal informé et le peu d'inquiétude à l'égard de l'énergie nucléaire influent sur le choix de participer ou non aux processus de la CCSN et sur l'ampleur de cette participation. En particulier, beaucoup croient ne pas pouvoir tellement contribuer ni même apprendre d'une participation aux consultations et aux décisions de la CCSN relativement aux permis. C'est pourquoi la plupart choisissent une participation passive (dont l'échange d'informations) plutôt que ce qu'ils croient être un rôle plus actif (consultation et participation au processus décisionnel relatif à la délivrance des permis).
  • Certaines personnes estiment en outre que leur opinion a peu de poids et choisissent donc de ne pas participer aux consultations ni aux processus décisionnels relatifs aux permis. Leur raisonnement suit deux voies :
    • Pourquoi m'écouterait-on? J'en sais si peu sur le sujet.
    • Le sentiment que la décision est prise avant qu'on fasse appel au public : « En tant que personne, je ne peux pas infléchir les résultats. Les enjeux sont trop gros et l'industrie nucléaire a déjà investi trop de temps dans l'affaire. »
  • Seuls quelques personnes semblent avoir participé quelque peu aux consultations et aux audiences relatives à la délivrance d'un permis. Elles ont donc tendance à juger que ces activités leurs sont « étrangères » mais aussi plutôt « intimidantes ».
  • Il est également évident, d'après les discussions, que plusieurs personnes ne comprennent pas le rôle ni la fonction d'un organisme de réglementation en général. Exemple : beaucoup voulaient de l'information sur d'autres volets que le mandat de la CCSN. Cette réaction non plus n'est pas surprenante, étant donné la méconnaissance générale, qui montre bien à quel point la CCSN doit faire connaître clairement les détails et la portée de son mandat de surveillance et de réglementation de l'énergie nucléaire au Canada.
  • La grande majorité des participants disent vouloir participer à un échange d'information avec la CCSN. Ils s'intéressent principalement à trois volets et ont sur ces sujets une longue liste de questions.
    • Énergie nucléaire au Canada
    • Sûreté de l'énergie nucléaire
    • Contrôle de l'énergie nucléaire

    Voici les moyens suggérés pour communiquer cette information :

    • Brochure ou dépliant distribué par la poste
    • Médias électroniques : émissions scientifiques sur les chaînes de télévision ordinaires et spécialisées pour rensigner le public et le tenir au courant
    • Internet
    • Assemblées publiques
    • Numéro de téléphone sans frais
    • Courriel
    • Contrairement à ce qu'ils ont répondu sur l'échange d'information, bien peu de participants semblent vouloir participer aux consultations de la CCSN.

    Les participants aimeraient être consultés sur ce qui suit :

    • La construction de toute nouvelle installation « près de chez eux ». Il semble du reste que les répondants pensent plus aux centrales nucléaires et aux parcs de déchets nucléaires qu'aux établissements médicaux et aux installations de recherche.
    • Les mesures de sûreté mises en place dans les centrales nucléaires pour éviter les accidents.
    • Le transport et l'élimination des déchets nucléaires.
    • L'importation de déchets nucléaires d'autres pays.
    • Les normes de reddition de comptes de l'industrie et la fiabilité des responsables des installations nucléaires.

    Méthodes préférées de consultation :

    • Assemblées et forums de discussion publics.
    • Commission itinérante conduisant des assemblées publiques.
    • Sondages et questionnaires à poster.
    • Ligne téléphonique sans frais à laquelle répondrait une « personne vivante » et qui permettrait aux gens des répondre à des questions et de commenter.
    • Un site Web interactif ou un salon de clavardage.
  • Il semble y avoir beaucoup moins de personnes intéressées par le processus décisionnel relatif aux permis de la CCSN qu'à l'échange d'information et à la consultation.

    Les participants ont fait savoir qu'ils aimeraient participer au processus décisionnel de la CCSN sur les sujets suivants :

    • La construction et l'autorisation de nouvelles installations produisant de l'énergie nucléaire ou traitant les déchets, surtout à proximité de leurs résidences. Il faut noter la similarité entre les discussions sur ce point et les réponses relatives aux consultations. Il y a eu à nouveau absence de consensus.
    • Les mesures de sûreté qui entourent l'utilisation de l'énergie nucléaire et l'élimination des déchets nucléaires.
    • Tout projet pouvant influer sur la santé et la sécurité des gens et sur l'environnement.

    Les participants ont énuméré sensiblement les mêmes moyens de participation au processus des permis que de consultation.

    Bon nombre de ceux qui souhaitent participer aux décisions ont précisé que puisqu'ils étaient mal informés sur l'énergie nucléaire, ils attendent de la CCSN qu'elle leur brosse un portrait général du sujet à débattre avant de participer à toute consultation ou décision. C'est un point jugé essentiel. Ils estiment ne pas pouvoir se former d'opinion sans cette information générale (dont ils s'attendent à ce qu'elle présente le pour et le contre d'un projet donné) et, par conséquent, ne pas pouvoir contribuer au processus.

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RSP-0145 – Étude sur les systèmes d'information géographique utilisés comme outils institutionnels pour la CCSN

La technologie des systèmes d'information géographique (SIG) est devenue un outil précieux et habituel de nombreuses organisations publiques et privées du monde entier. Une large part des données ont une dimension spatiale quelconque. Adresses de voirie, emplacement des directions, articles en stock, plan d'implantation d'une centrale, circulation, événements et évaluations environnementales sont autant d'exemple d'éléments de données ayant une dimension spatiale. Le SIG permet d'étudier, d'analyser et de représenter des données spatiales d'une manière beaucoup plus commode que d'autres outils de traitement.

Les membres du personnel de la CCSN qui ont réalisé ce projet montrent un sens de l'initiative considérable à l'égard du développement d'applications futures du SIG à la réglementation gouvernementale. Nous applaudissons ces efforts. La CCSN a déjà tiré parti des avantages du SIG dans une certaine mesure, mais la technologie offre d'autres possibilités.

Le projet résumé consistait à explorer les possibilités d'étendre l'utilisation du SIG comme instrument global. Au moyen d'entrevues avec des membres du personnel, de l'examen de la documentation existante et de discussions avec d'autres ministères où le SIG est en usage, l'équipe de projet a déterminé que toutes les divisions participantes profiteraient d'une accessibilité accrue du SIG à la CCSN. Parmi les avantages escomptés : l'amélioration des communications grâce à une interface graphique, une meilleure compréhension de l'état des permis, l'accélération des réponses aux demandes d'information et des interventions d'urgence et une meilleure gestion des données relatives aux sites et aux mesures, pour ne nommer que ceux-là.

Il est difficile de justifier l'acquisition d'un outil comme un SIG par l'un ou l'autre groupe au sein de la CCSN. Les avantages tiennent à l'accumulation du temps gagné, à l'amélioration de l'information à la disposition du personnel et des partenaires, à la meilleure compréhension des fonds de données et au renouvellement ou à la simplification des méthodes d'intégration de bases de données disparates. Ces avantages peuvent profiter à un certain nombre de groupes. Ensemble, ils justifient l'adoption du SIG à l'échelle de la CCSN. En effet, le SIG peut aider l'organisme tout entier à réglementer l'industrie nucléaire grâce des communications améliorées par des fonctions raffinées de visualisation et à mieux gérer et analyser ces données essentielles, dont l'information sur les parties intéressées, les données environnementales et la documentation.

L'utilisation d'un SIG dans une organisation se généralise rapidement. L'instrument sert d'abord à visualiser des données mais on y recourt rapidement pour des analyses géographiques. Pour cette raison, il est recommandé d'élaborer un cadre exhaustif qui appuierait cette évolution de l'usage du SIG à la CCSN. Le cadre sera formé d'un comité directeur, d'un groupe de travail réunissant des spécialistes du SIG, de la technologie et des données. Une fois créés, le comité technique et le groupe des spécialistes du SIG s'empresseront de dresser un plan d'action justifiant l'investissement dans la technologie. À cet égard, il est recommandé d'envisager une application fondée sur Internet et offrant des fonctions de visualisation géographique et d'analyse des données qui se trouvent dans la banque de données sur les permis (LOUIS). Moyennant un investissement modéré, l'application touchera bon nombre de divisions au sein de l'organisation et constituera la base de discussions sur la généralisation de l'usage du SIG à la CCSN.

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RSP-0146 – 129I dans l'Environnement : Phase II – Comportement du 129I atmosphérique dans un aquifère sablonneux peu profond à Sturgeon Falls (Ontario), Canada

Les concentrations d'iode et de 129I ont été mesurées dans les eaux souterraines, dans les sols et dans la neige à Sturgeon Falls (Ontario), Canada, dans le cadre de l'examen du transport de ce radionucléide qui est également un produit de fission, dans un milieu naturel. Le tritium et le 14CDIC dans les eaux souterraines ont également été mesurés dans le but d'évaluer la reconstitution de l'impulsion d'une bombe thermonucléaire. Les eaux souterraines qui s'infiltrent sur le site se déplacent verticalement en descente à travers 35 m de sable fin et de limon, vers un aquifère basal sus-jacent en sable grossier. L'impulsion de la bombe thermonucléaire est clairement préservée dans le profil du tritium. La pointe de 1963 à 12,7 mbgs permet d'obtenir une vitesse verticale calculée de 0,35 m/an.

Les concentrations de 129I dans la neige (8,544 x 107 atomes/L) et dans la couche de sol organique supérieure ainsi que dans le sol sous-jacent (4,3 x 108 et 5,6 x 107, respectivement) sont plus élevées en raison des incorporations de 129I atmosphérique depuis l'époque des essais thermonucléaires. Cependant, la concentration de 129I dans les eaux souterraines à la profondeur de l'impulsion de la bombe 3H est seulement de 1,9 x 106 atomes/L, valeur de beaucoup inférieure à celle des eaux de surface régionales (107 à 109 atomes par litre). Cela est attribué au partage du 129I provenant des eaux d'infiltration dans les matières organiques du sol durant la recharge. Les concentrations d'iode stable (< 1 ppb) ne peuvent pas être corrélées avec le 129I, ce qui indique que l'équilibre 129I/I à l'époque pré-nucléaire n'existe plus. L'impulsion de la bombe 14C dans le carbone organique dissous (COD) est également retenue près de la surface, avec rejet vers les eaux souterraines infiltrantes par l'oxydation des matières organiques. Un mécanisme semblable peut être responsable de la migration très lente du 129I observée dans les eaux souterraines peu profondes.

Les eaux souterraines exemptes de tritium dans l'aquifère basal, considérées comme étant de l'âge avant la bombe, ont une concentration de 2 à 4 x 105 atomes de 129I par litre (129I/I = 2,2 à 2,8 x 10-10). Ces valeurs sont considérablement plus élevées que les estimations publiées concernant le 129I avant la bombe (2 x 104 atomes/L, 129I/I = 6 x 10-13) et indiquent une contribution moins grande en provenance du substratum rocheux en granite basal.

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RSP-0147 – Examen des lignes directrices relatives à l'aptitude au service des générateurs de vapeur et plan de gestion du cycle de vie à Darlington

L'objectif du projet était de déterminer la validité de l'utilisation des directives sur l'aptitude au service (FFSG – Fitness for Service Guidelines) de l'OPG afin d'évaluer les défauts qui ne satisfont pas aux critères d'acceptation (CAN/CSA-N285.4-94), et de procéder à leur élimination. À cette fin, nous avons examiné les deux documents de l'OPG et nous présentons une opinion experte au sujet de leur validité, de leur intégralité et de leur exactitude. Les tâches à exécuter étaient les suivantes :

Examen détaillé des FFSG et du plan LCM de Darlington, y compris :

  • Vérification des équations et des résultats calculés, l'accent étant mis sur les aspects les plus importants pour la sûreté
  • Comparaison des FFSG et du plan LCM de Darlington par rapport aux exigences et aux directives, tenant compte de manière appropriée des différences entre les générateur à vapeur CANDU et les générateurs à vapeur des réacteurs à eau sous pression (PWR)

Présentation d'une opinion experte au sujet des points suivants :

  • Pertinence des FFSG pour ce qui est de prévoir le comportement des défauts dans les réacteurs, compte tenu que la méthode s'appuie sur des expériences en laboratoire effectuées sur des encoches EDM et des défauts usinés dans des matériaux non irradiés entrant dans la composition des tubes des générateurs à vapeur.
  • Bien fondé scientifique de l'utilisation des FFSG comme procédure d'ingénierie pour évaluer la surveillance de la condition des défauts et assurer leur évaluation opérationnelle.
  • Validité des FFSG pour caractériser les défauts et évaluer les défauts détectés.
  • Pertinence et bien fondé technique de l'ensemble de critères d'acceptation des FFSG, tant pour l'interdiction que la permission des fuites. Cette tâche comprend la présentation d'une opinion sur les données de validation pour la taille tolérable maximale des zones de corrosion par frottement (MTFS - Maximum Tolerable Fret Size) et les défauts présentant un risque de fuite (FAROL - Flaw at Risk of Leaking).
  • Pertinence des FFSG pour permettre une évaluation de l'intégrité structurale de toute une population de tubes dans une centrale nucléaire
  • Pertinence des FFSG pour la réparation des tubes des centrales à vapeur et le retrait des matériaux
  • Capacité des FFSG de tenir compte des mécanismes de dégradation communs et de la morphologie de la dégradation
  • Capacité des FFSG de tenir compte de la variabilité des matériaux d'un tube à l'autre pour ce qui est de l'amorce des défauts et de leur propagation
  • Intégralité des FFSG et capacité de celles ci pour répondre aux exigences de rendement des inspections

Le rapport est présenté comme suit :

  • Les principales conclusions formulées à la suite du travail réalisé pour ce projet sont décrites dans la section 1. Celle-ci comprend les réponses aux neuf points spécifiques ci-dessus et qui ont été soulevés par la CCSN au sujet des FFSG.
  • La section 2 consiste en information d'introduction qui décrit les objectifs et la portée du projet, et la structure du rapport.
  • Les sections 3, 4 et 5 contiennent les résultats des examens détaillés des FFSG et du plan LCM de Darlington, par rapport aux exigences NEI 97-06 et l'ensemble prescrit de documents d'orientation de l'EPRI, et également par rapport aux suggestions formulées dans le document AECB-INFO-0572. Les principales conclusions découlant de ces examens détaillés sont présentées à la section 1.
  • Le chapitre 6 contient les résultats d'un examen technique du plan LCM de Darlington.

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RSP-0148 – Lignes directrices de vérification des rapports sur la sûreté pour les réacteurs de recherche et les réacteurs de production de radio-isotopes – Phase 2

Ce rapport décrit la méthodologie et les procédures utilisées dans le développement d'un guide de révision de rapport de sûreté pour les réacteurs de recherche et de production des radio-isotopes. L'historique, de même que les exigences pour la préparation du guide y sont décrites. On y retrouve aussi toutes les informations utilisées dans la préparation de ce guide. Les compromis et solutions de rechange considérés dans la préparation de ce guide sont également décrits. Les appendices contiennent les détails relatifs à l'incorporation des exigences des règlements de la CCSN dans le guide, des comparaisons faites avec d'autres guides, l'établissement du classement des dangers et des séquences des accidents pour les installations réelles et hypothétiques. Des recommandations sont faites pour maintenir ce guide à jour et établir des critères de risques de sûreté.

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RSP-0149 – Études de faisabilité des bases de données sur les travailleurs de mines de l'Ontario

Une étude de faisabilité a été menée pour l'examen des trois registres de données sur les mineurs d'uranium de l'Ontario (le registre de la CCSN, le Fichier dosimétrique national [FDN] et le registre de la Commission de la sécurité professionnelle et de l'assurance contre les accidents du travail [CSPAAT]) afin de déterminer lequel ou lesquels de ces registres de données conviendraient le mieux à la future étude cas-témoins avec appariement en population générale. Les renseignements signalétiques sur les sujets dans le registre de la CSPAAT et le FDN étaient le nom de famille, le premier prénom, le deuxième prénom, la date de naissance (année, mois, jour), le lieu de naissance et le numéro d'assurance sociale. Ces variables signalétiques étaient semblables dans les deux registres de données, à l'exception de l'information sur le lieu de naissance, qui était plus détaillée dans le registre de la CSPAAT que dans le FDN. De plus, le registre de la CSPAAT permettait d'inscrire un autre nom de famille et d'autres prénoms. Dans le registre de la CSPAAT et dans le FDN, on notait une très forte proportion de sujets pour lesquels figuraient les variables signalétiques minimales requises pour un couplage des données avec le fichier des cas et des témoins (98,76 % et 99,10 %, respectivement). Cependant, comme le fichier des cas et des témoins comportait une autre variable signalétique, soit le lieu de naissance, la probabilité de couplage des données avec le fichier des cas et des témoins pourrait être plus grande avec le registre de la CSPAAT qu'avec le FDN, en raison de la présence de cette variable signalétique et des renseignements plus détaillés sur les variables signalétiques en général.

Le nombre total de sujets de la cohorte variait entre 25 320 et 26 809, mais le FDN renfermait des données sur un plus grand nombre de sujets. En ce qui concerne les mesures de l'exposition au radon, les résultats étaient contradictoires; dans le registre de la CSPAAT, les doses de radon étaient plus élevées que dans le FDN lorsqu'on faisait des comparaisons individuelles, alors que dans le FDN, les doses de radon étaient plus élevées que celles de la CSPAAT lorsqu'on comparait les données agrégées. Cependant, dans le FDN, la durée d'exposition au radon était significativement plus longue sur le plan statistique. La durée plus longue de suivi dans le FDN était également observée pour la mesure de l'exposition au rayons gamma; en effet, il ressortait clairement que le nombre d'années de service des sujets était plus élevé dans le FDN que dans le registre de la CSPAAT. Ce dernier pourrait être incomplet par rapport au FDN, car le registre de la CSPAAT a été mis sur pied pour servir à une autre étude menée au début des années 90.

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RSP-0150 – Évaluation des incertitudes dans les prévisions du gonflement des tubes de force à l'aide du programme de sûreté

L'objectif final de ce projet consiste à déterminer si le programme d'analyse de la sûreté MULTI SMARTT prévoit avec précision le gonflement des tubes de force observé dans les essais. Ce rapport concerne la première phase des travaux, qui devait fournir un plan de travail détaillé visant à atteindre cet objectif, à l'aide d'une méthode d'évaluation probabiliste.

Le programme d'analyse de la sûreté, les données d'essais connexes et les travaux d'analyse antérieurs sont examinés. Les études antérieures qui ont permis de réaliser des comparaisons déterministes des valeurs prévues (à l'aide du programme) et les valeurs des essais sont également discutées.

Chaque tâche du plan de travail pour la seconde phase du projet est expliquée. Le plan de travail consiste en une évaluation probabiliste des prévisions du programme d'analyse de la sûreté à l'aide de données préexistantes. Les méthodes d'essai de l'importance statistique des rainures, de l'hydrogène et de l'iode sur les prévisions du gonflement sont également discutées.

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