Facteurs de réglementation relatifs à la dégradation environnementale dans le contexte de l'autorisation des petits réacteurs à eau légère au Canada

Résumé de la présentation faite dans le cadre de la :
21e Conférence sur la dégradation environnementale des matériaux des centrales nucléaires
Du 6 au 10 août 2023

Préparé par :
X. Wei, K. Kirkhope et A. Bounagui
Commission canadienne de sûreté nucléaire

Résumé :

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) procède actuellement à l’examen aux fins d’autorisation d’un petit réacteur à eau légère (BWRX-300) dont la construction est proposée au Canada. On propose d’utiliser le Boiler & Pressure Vessel Code de l’ASME, section III, division 1 en vue de la conception et de la construction des systèmes et composants nucléaires de ces réacteurs. Toutefois, bien que la division 1 ait une vaste portée, elle ne couvre pas certains aspects techniques uniques de quelques composants spécifiques de réacteurs et ne couvre pas la détérioration qui peut se produire en service en raison de la corrosion, du rayonnement ou de l’instabilité des matériaux. Par exemple, les limites de composition chimique de l’ASME pour les matériaux des cuves sous pression des réacteurs (SA 508) sont de 0,2 % pour le cuivre, de 0,025 % pour le phosphore et de 0,025 % pour le soufre, soit trop élevées pour empêcher la fragilisation des cuves sous pression des réacteurs soumises au rayonnement neutronique. Aux États‑Unis, la NRC en tient compte dans ses exigences réglementaires supplémentaires visant à protéger l’intégrité de la cuve. Par conséquent, pour compléter les codes de l’ASME, en particulier en ce qui concerne la dégradation environnementale, on devra peut-être élaborer des exigences techniques supplémentaires dans les normes CSA ou les documents d’application de la réglementation de la CCSN pour assurer la sûreté et la fiabilité des réacteurs à eau légère qui seront construits au Canada.

Dans cette présentation, nous relevons au sein du code les lacunes relatives à la dégradation environnementale. Ces lacunes comprennent la fragilisation des cuves de réacteurs due au rayonnement, le contrôle des défaillances des raccordements mécaniques, le contrôle du vieillissement thermique du métal de soudure, le contrôle du travail à froid et de la contamination des aciers inoxydables ainsi que le contrôle de l’utilisation de l’acier inoxydable sensibilisé, des alliages nickel-chrome-fer et des aciers inoxydables austénitiques moulés. Dans cette présentation, nous aborderons également les facteurs liés à la gestion du vieillissement en service et la manière dont les exigences réglementaires des autres pays (ou d’autres codes de l’étranger) donnent suite aux problèmes de dégradation environnementale relevés. Ces renseignements pourraient être pris en considération ou cités en référence lors de l’élaboration des normes CSA ou des documents d’application de la réglementation de la CCSN visant les réacteurs à eau légère.

Pour obtenir une copie du document correspondant au résumé, veuillez communiquer avec nous à cnsc.info.ccsn@cnsc-ccsn.gc.ca ou en composant le 613‑995‑5894 ou le 1‑800‑668‑5284 (au Canada). Veuillez nous indiquer le titre et la date du résumé.