Page Web archivée - ÉBAUCHE : RD-327 Sûreté en matière de criticité nucléaire

Préface

Le présent document d'application de la réglementation fournit les exigences permettant d'éviter que surviennent des accidents de criticité lors de la manutention, du stockage, du traitement et du transport des matières fissiles. Il clarifie les contraintes et les limites physiques des matières fissiles que les titulaires de permis doivent prendre en considération afin d'assurer la sûreté en matière de criticité nucléaire pendant la construction, l'exploitation ou le déclassement d'une installation autorisée.

Le document présente aussi les exigences de la CCSN concernant la sûreté en matière de criticité nucléaire. Le guide d'application de la réglementation connexe, GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire, explique comment respecter ces exigences. L’information contenue dans ces documents est actuellement reflétée dans certaines conditions de permis existantes. Le cas échéant, le titulaire de permis doit s’y conformer. Lorsqu’il n’existe pas de condition de permis, le présent guide d’application de la réglementation et les directives connexes fournissent l’orientation et les meilleures pratiques que le titulaire de permis doit appliquer.

Dans le présent guide, le verbe « doit » fait allusion aux contraintes physiques et aux limites devant être respectées. Le verbe « devrait » dénote les meilleures pratiques fortement recommandées, et le verbe « peut » dénote les meilleures pratiques recommandées.

Les principes et éléments clés utilisés dans l’élaboration du présent guide d’application de la réglementation et les directives connexes sont conformes aux normes nationales et internationales.

Aucune information contenue dans le présent guide ne doit être interprétée comme libérant le titulaire de permis de ses obligations. Il incombe au titulaire de permis de déterminer et de se conformer à tous les règlements et conditions de permis applicables.

S’il existe des écarts entre le présent document d’application de la réglementation et le document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire, c’est l’information contenue dans le présent document d’application de la réglementation, RD-327 Sûreté en matière de criticité nucléaire, qui a préséance.

Table des matières

• 1.0 Introduction
  • 1.1 Objet
  • 1.2 Portée
  • 1.3 Dispositions législatives applicables
  • 1.4 Normes nationales et internationales
• 2.0 Sûreté en matière de criticité nucléaire dans les opérations avec des matières fissiles à l’extérieur des réacteurs
  • 2.1 Pratiques en matière de sûreté reliée à la criticité nucléaire
    • 2.1.1 Opérations avec des matières fissiles
      • 2.1.1.1 Quantités d’exemption de matières fissiles
      • 2.1.1.2 Petite quantité de matières fissiles
      • 2.1.1.3 Quantité importante de matières fissiles
      • 2.1.1.4 Programme de sûreté en matière de criticité nucléaire
    • 2.1.2 Pratiques en matière de gestion de programme
      • 2.1.2.1 Responsabilités
      • 2.1.2.2 Analyse de procédé
      • 2.1.2.3 Procédures écrites
      • 2.1.2.4 Contrôle des matières
      • 2.1.2.5 Contrôle de l’équipement
      • 2.1.2.6 Programme d’assurance de la qualité
      • 2.1.2.7 Contrôle opérationnel
      • 2.1.2.8 Examens opérationnels
      • 2.1.2.9 Procédures d’urgence
    • 2.1.3 Pratiques techniques
      • 2.1.3.1 Paramètres contrôlés
      • 2.1.3.2 Disponibilité et fiabilité
      • 2.1.3.3 Contrôle de la géométrie
      • 2.1.3.4 Limite de sous-criticité
      • 2.1.3.5 Réflecteurs de neutrons
      • 2.1.3.6 Interaction des neutrons
    • 2.1.4 Validation d’une méthode de calcul
      • 2.1.4.1 Établissement du biais
      • 2.1.4.2 Incertitudes liées au biais
      • 2.1.4.3 Dépendance face aux programmes informatiques
      • 2.1.4.4 Rapport de validation
  • 2.2 Limites à un seul paramètre pour les nucléides fissiles
• 3.0 Système d’alarme d’accident de criticité
  • 3.1 Principes généraux
    • 3.1.1 Généralités
    • 3.1.2 Considérations
      • 3.1.2.1 Évaluation des systèmes d’alarme de criticité
      • 3.1.2.2 Installation de systèmes d’alarme de criticité
      • 3.1.2.3 Détection des accidents de criticité
    • 3.1.3 Alarme de criticité
    • 3.1.4 Fiabilité
  • 3.2 Critères de conception des systèmes
    • 3.2.1 Fiabilité
    • 3.2.2 Temps de réponse
    • 3.2.3 Critère de détection
    • 3.2.4 Sensibilité
    • 3.2.5 Emplacement des détecteurs
  • 3.3 Essais
    • 3.3.1 Essais initiaux
    • 3.3.2 Essais spéciaux
    • 3.3.3 Réponse au rayonnement
    • 3.3.4 Essais périodiques
    • 3.3.5 Mesures correctives
    • 3.3.6 Procédures d’essai
    • 3.3.7 Registres
    • 3.3.8 Hors d’usage
  • 3.4 Familiarisation des employés
    • 3.4.1 Instructions affichées
• 4.0 Utilisation d’anneaux de Raschig en verre borosilicate à titre d’absorbeurs de neutrons dans des solutions de matière fissile
• 5.0 Sûreté dans la mesure in situ de la multiplication des neutrons sous-critiques
• 6.0 Sûreté en matière de criticité nucléaire dans le stockage des matières fissiles
• 7.0 Critères relatifs aux contrôles de sûreté en matière de criticité nucléaire dans les opérations avec blindage et confinement
• 8.0 Contrôle de la criticité nucléaire et sûreté des mélanges de combustible de plutonium et d’uranium à l’extérieur des réacteurs
• 9.0 Utilisation d’absorbeurs de neutrons solubles dans des installations nucléaires à l’extérieur des réacteurs
• 10.0 Contrôle de la criticité nucléaire des nucléides d’actinides spéciaux
• 11.0 Critères de sûreté en matière de criticité pour la manutention, le stockage et le transport hors réacteurs du combustible des réacteurs à eau légère
• 12.0 Pratiques administratives en matière de sûreté reliée à la criticité nucléaire
  • 12.1 Introduction
  • 12.2 Portée
  • 12.3 Responsabilités
    • 12.3.1 Responsabilités des gestionnaires
    • 12.3.2 Responsabilités des superviseurs
    • 12.3.3 Responsabilités du personnel associé à la sûreté en matière de criticité nucléaire
  • 12.4 Procédures d’exploitation
  • 12.5 Évaluation de procédé pour la sûreté en matière de criticité nucléaire (évaluation de la sûreté en matière de criticité nucléaire)
  • 12.6 Contrôle des matières
  • 12.7 Intervention prévue en cas d’accident de criticité nucléaire
  • 12.8 Contenu du programme de sûreté en matière de criticité nucléaire
• 13.0 Formation en sûreté en matière de criticité nucléaire
• 14.0 Utilisation d’absorbeurs de neutrons fixes dans des installations nucléaires hors réacteurs
• 15.0 Sûreté en matière de criticité nucléaire en limitant et le contrôlant des modérateurs
• 16.0 Planification et intervention d’urgence en cas d’accident de criticité nucléaire
• Glossaire
• Références

1.0 Introduction

1.1 Objet

Le présent document d’application de la réglementation fournit les exigences permettant d’éviter que surviennent des accidents de criticité lors de la manutention, du stockage, du traitement et du transport des matières fissiles.

Ce guide précise les contraintes physiques et les limites relatives aux matières fissiles que les titulaires de permis doivent prendre en considération afin d’assurer la sûreté en matière de criticité nucléaire durant la construction, l’exploitation, ou le déclassement de l’installation autorisée.

1.2 Portée

Le présent document d’application de la réglementation fournit les exigences de la CCSN concernant la sûreté en matière de criticité nucléaire. Le guide d'application de la réglementation connexe, GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1], explique comment respecter ces exigences. L’information contenue dans ce document est actuellement reflétée dans certaines conditions de permis existantes. Le cas échéant, le titulaire de permis doit s’y conformer. Lorsqu’il n’existe pas de condition de permis, le présent document d’application de la réglementation fournit l’orientation et les meilleures pratiques que le titulaire de permis devrait appliquer.

Dans le présent document, le verbe « doit » fait allusion aux contraintes physiques et aux limites devant être respectées. Le verbe « devrait » dénote les meilleures pratiques fortement recommandées, et le verbe « peut » dénote les meilleures pratiques recommandées.

Aucune information contenue dans le présent document ne doit être interprétée comme libérant le titulaire de permis de ses obligations. Il incombe au titulaire de permis de déterminer et de se conformer à tous les règlements et conditions de permis applicables.

S’il existe des écarts entre le présent document d’application de la réglementation et le document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire, c’est l’information contenue dans le présent document d’application de la réglementation, RD-327 Sûreté en matière de criticité nucléaire, qui a préséance.

1.3 Dispositions législatives applicables

Les dispositions législatives et règlements de la LSRN applicables au présent document sont les suivants :

1. Le paragraphe 24(4) de la LSRN stipule que « La Commission ne délivre, ne renouvelle, ne modifie ou ne remplace une licence ou un permis que si elle est d’avis que l’auteur de la demande, à la fois : a) est competent pour exercer les activités visées par la licence ou le permis; b) prendra, dans le cadre de ces acticités, les mesures voulues pour préserver la santé et la sécurité des personnes, pour protéger l’environnement, pour maintenir la sécurité nationale et pour respecter les obligations internationales que le Canada a assumées »
2. Le paragraphe 24(5) de la LSRN stipule que « Les licences et les permis peuvent être assortis des conditions que la Commission estime nécessaires à l’application de la présente loi »
3. L’alinéa 3(1)i) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires stipule que « La demande de permis comprend les renseignements suivants : i) une description et les résultats des épreuves, analyses ou calculs effectués pour corroborer les renseignements compris dans la demande »
4. L’alinéa 12(1)f) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires stipule que « Le titulaire de permis : 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 »
5. Le paragraphe 13(1) du Règlement sur la radioprotection stipule que « Le titulaire de permis veille à ce que la dose effecace qui est reçue par une personne visée à la colonne 1 du tableau du présent paragraphe, et engagée à son égardm au cours de la période prévue à la colonne 2 ne dépasse pas la dose efficace figurant à la colonne 3 »
6. L’alinéa 5)i) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I stipule que « La demande de permis pour construire une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants … : i) les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peuvent avoir la construction, l’exploitation et le déclassement de l’installation nucléaire… »
7. L’alinéa 6)h) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I stipule que « La demande de permis pour exploiter une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants … : h) les effets sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes que peuvent avoir l’exploitation et le déclassement de l’installation nucléaire… »,
8. L’alinéa 7)f) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I stipule que « La demande de permis pour déclasser une installation nucléaire de catégorie I comprend les renseignements suivants … : f) les effets que les travaux de déclassement peuvent avoir sur l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes », et
9. Le paragraphe 2(1) du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires stipule que « Le présent règlement s’applique à l’emballage et au transport des substances nucléaires, y compris la conception, la production, l’utilisation, l’inspection, l’entretien et la réparation de l’emballage et des colis, ainsi qu’à la préparation, à l’envoi, à la manutention, au chargement, à l’acheminement, au stockage en cours de transport, à la réception au point de destination finale et au déchargement des colis. ».

1.4 Normes nationales et internationales

Les principes et éléments clés utilisés dans l’élaboration du présent document d’application de la réglementation sont conformes aux normes nationales et internationales.

Plus particulièrement, certaines sections des directives connexes, GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1], sont tirées des normes américaines listées ci-dessous, avec la permission de l’éditeur, l’American Nuclear Society.

Ainsi, le présent document d’application de la réglementation est conforme aux normes suivantes :

1. AIEA Draft Safety Standard, Safety of Conversion and Enrichment Facilities, IAEA DS 344, 2005;
2. AIEA Safety Standards, Safety of Fuel Cycle Facilities, IAEA DS 316, 2006 [2];
3. AIEA Safety Standards, Safety of Uranium Fuel Fabrication Facilities, IAEA DS 317, 2006 [3];
4. AIEA Collection Normes de sécurité n^o GS-R-2, Préparation et intervention en cas de situation d’urgence nucléaire ou radiologique, Exigences relatives à la sûreté , 2002 [4];
5. Santé Canada, Lignes directrices canadiennes sur les interventions en situation d’urgence nucléaire, H46-2/03-326E, 2003 [5];
6. Association canadienne de normalization (CSA) Norme N292.2-07, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié [6];
7. CSA Norme N292.3-2008, Gestion des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité  [7];
8. ISO Standard 1709, Nuclear energy—Fissile materials—Principles of criticality safety in storing, handling, and processing , 1995 [8];
9. ISO Standard 7753, Nuclear energy—Performance and testing requirements for criticality detection and alarm systems, 1987 [9];
10. ISO Standard 14943, Nuclear fuel technology—Administrative criteria related to nuclear criticality safety, 2004 [10]; et
11. CEI Norme 860, Équipement de signalisation des accidents de criticité, 1987 [11].

2.0 Sûreté en matière de criticité nucléaire dans les opérations avec des matières fissiles à l’extérieur des réacteurs

2.1 Pratiques en matière de sûreté reliée à la criticité nucléaire

2.1.1 Opérations avec des matières fissiles

Les opérations avec des matières fissiles doivent respecter les exigences et les recommandations du présent guide d’application de la réglementation.

2.1.1.1 Quantités d’exemption de matières fissiles

Une quantité d’exemption de matières fissiles dans une installation est définie comme étant un inventaire de matières fissiles, comme suit :

1. Moins de 100 g de ²³³U ou de ²³⁵U ou de ²³⁹Pu, ou n’importe quelle combinaison de ces trois isotopes sous forme de matières fissiles, combinés dans n’importe quelle proportion;
2. Une quantité illimitée d’uranium naturel ou appauvri ou de thorium naturel, si aucune autre matière fissile ou modérateur avancé (plus efficace que l’eau) n’est permis dans l’installation;
3. Moins de 200 kg au total d’uranium naturel ou appauvri ou de thorium naturel, si certaines autres matières fissiles sont présentes dans l’installation, mais la quantité totale de nucléides fissiles contenue dans ces matières fissiles est inférieure à 100 g.

Les installations qui utilisent des quantités d’exemption de matières fissiles sont exemptées des exigences et des recommandations du présent guide d’application de la réglementation.

2.1.1.2 Petite quantité de matières fissiles

Une petite quantité de matières fissiles dans une installation est définie comme étant un inventaire de matières fissiles, qui :

1. Dépasse les limites d’exemption précisées à la section 2.1.1.1; mais
2. Ne dépasse pas les limites suivantes :
   1. Pour les opérations avec les isotopes ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu, l’inventaire total des matières fissiles (contenant ces trois isotopes) dans l’installation ne dépasse pas les limites de masse sous-critique à un seul paramètre pour les mélanges non uniformes spécifiés à la section 2.2, Limites à un seul paramètre pour les nucléides fissiles (c.-à-d. que l’inventaire ne dépasse pas 500 g de ²³³U, ou 700 g de ²³⁵U, ou 450 g de ²³⁹Pu, ou 450 g de n’importe quelle combinaison de ces trois isotopes).
   2. Pour les opérations avec d’autres isotopes fissiles, l’inventaire des matières fissiles (contenant ces isotopes) dans l’installation ne dépasse pas les limites de masse sous-critique spécifiées à la section 10.
   3. L’inventaire des matières fissiles dans l’installation ne dépasse pas 80 % de la masse critique appropriée la plus faible pour les opérations avec des matières fissiles;
      1. dans lesquelles des modérateurs ou réflecteurs de neutrons plus efficaces que l’eau sont présents, ou des configurations de matières uniques existent, de telle sorte que les exigences relatives à la masse critique peuvent être inférieures aux limites précisées en a et en b;
      2. pour lesquelles une limite n’est pas notée en a et en b, ou une limite n’est pas applicable ou pas appropriée.

Le présent guide d’application de la réglementation est partiellement applicable, tel que précisé à la section 2.1.1.4, aux installations qui utilisent de petites quantités de matières fissiles.

2.1.1.3 Quantité importante de matières fissiles

Une quantité importante de matières fissiles dans une installation est définie comme étant un inventaire de matières fissiles qui dépasse les limites précisées à la section 2.1.1.2.

Le présent guide d’application de la réglementation s’applique aux installations utilisant des quantités importantes de matières fissiles.

À noter qu’une installation contenant une grande quantité de matières fissiles peut être assujettie à la Loi sur la responsabilité nucléaire.

2.1.1.4 Programme de sûreté en matière de criticité nucléaire

Un programme de sûreté en matière de criticité nucléaire doit être élaboré et tenu à jour dans l’installation afin de respecter les exigences juridiques, s’il y a lieu, et appuyer son exploitation sécuritaire. L’étendue du programme dépend de la portée des opérations avec des matières fissiles :

1. Les installations effectuant des opérations avec de petites quantités de matières fissiles, tel qu’indiqué à la section 2.1.1.2, doivent élaborer et tenir à jour un programme à portée réduite basé sur les sections applicables du présent guide, en tenant compte du fait que les exigences de la section 2.1.2.2 ne sont pas applicables. Le programme doit permettre de s’assurer que le processus entier demeure sous-critique dans des conditions normales et dans toutes les conditions anormales possibles.
2. Les installations effectuant des activités avec de grandes quantités de matières fissiles, telles que définies à la section 2.1.1.3, doivent élaborer et tenir à jour un programme intégral basé sur les sections applicables du présent guide d’application de la réglementation et sur les exigences de la CCSN. Les caractéristiques du programme intégral sont décrites à la section 12 du présent guide.

2.1.2 Pratiques en matière de gestion de programme

2.1.2.1 Responsabilités

La direction doit établir clairement les responsabilités en matière de sûreté reliée à la criticité nucléaire. Les superviseurs devraient être autant responsables de la sûreté en matière de criticité nucléaire qu’ils le sont de la production, du développement, de la recherche ou d’autres fonctions. Chaque employé, peu importe son poste, doit être conscient du fait que la sûreté en matière de criticité nucléaire dans son domaine de travail est ultimement sa responsabilité. Cela peut se traduire par de la formation et du perfectionnement périodique de tout le personnel d’exploitation et de soutient. La sûreté en matière de criticité nucléaire ne diffère pas en soi de la sécurité au travail, et les bonnes pratiques de gestion s’appliquent dans les deux cas.

La direction doit embaucher du personnel ayant des habiletés dans l’interprétation des données pertinentes pour la sûreté en matière de criticité nucléaire et qui est familier avec les opérations, afin de servir de conseiller aux superviseurs. Ces spécialistes devraient être, dans la mesure du possible, indépendants des superviseurs de procédé sur le plan administratif.

La direction doit établir les critères qui doivent être respectés en matière de sûreté reliée à la criticité nucléaire. On doit faire une distinction entre les installations blindées et non blindées et les critères peuvent être moins rigoureux s’il y a en place des dispositifs de blindage ou de confinement assurant la protection du personnel.

2.1.2.2 Analyse de procédé

Avant de débuter une nouvelle opération avec des matières fissiles, ou avant de modifier une opération existante, on doit déterminer que le processus entier sera sous-critique à la fois dans des conditions normales et des conditions anormales crédibles (événements ou séquences d’événement) dont la fréquence est égale ou supérieure à 10^-6 par an [6, 7] (ci-après, « conditions anormales crédibles »). Des exemples de ces conditions sont donnés à GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1], l’annexe A.

1. Une marge adéquate de sous-criticité doit être établie, de façon à ce que :
   1. Si les méthodes de calcul sont appliquées à la prévision des facteurs de multiplication des neutrons pour l’évaluation de la sûreté :
      1. La marge de sous-criticité est calculée à l’aide des formules présentées à GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1], l’annexe B, Méthodes de calcul de k_eff; et
      2. Une valeur minimale pour la marge administrative de sous-criticité, telle que présentée dans les formules de calcul de la sous-criticité, correspond à 5 % du facteur de multiplication des neutrons.
   2. Si les méthodes de calcul ne sont pas appliquées pour prévoir les facteurs de multiplication des neutrons pour l’évaluation de la sûreté :
      1. Les limites de sous-criticité applicables tel que spécifié à la sous-section 2.2 Limites à un seul paramètre pour les nucléides fissiles, ou à la section 10;
      2. Autrement, une valeur minimale pour une marge administrative de sous-criticité qui est équivalente à 20 % de la masse critique.
2. La marge adéquate établie pour la sous-criticité doit être maintenue dans toutes les conditions normales et anormales crédibles, et:
   1. Toutes les conditions anormales crédibles (événements ou séquences d’événement) dont la fréquence est égale ou supérieure à 10^-6/an soient identifiées et évaluées;
   2. La fréquence des conditions anormales crédibles identifiées soit clairement démontrée à l’aide de méthodes quantitatives ou semi-quantitatives.
3. On doit démontrer que des mesures d’atténuation adéquates sont en place, de sorte que les conséquences d’un accident de criticité hors du site, telles que calculées au début de l’accident, ne contreviennent pas aux critères établis comme facteurs de déclenchement nécessitant une évacuation temporaire du public conformément aux normes internationales et nationales suivantes [6, 7]:
   1. Norme n^o GS-R-2 de la Série Sécurité de l’AIEA, intitulée : « Préparation et intervention en cas d’urgence nucléaire ou radiologique », annexe III, sous-section III-2 [3];
   2. Santé Canada, Canadian Guidelines for Intervention during a Nuclear Emergency, H46-2/03-326E [4].
4. Au point 3 (Liste des exigences visant à démontrer l’atténuation des conséquences hors du site suite à un accident de criticité), le titulaire de permis peut exclure n’importe lequel des ensembles de conditions anormales indépendants suivants :
   1. Un événement externe qui mène à un accident de criticité dont la fréquence est inférieure à 10^-7/an;
   2. Des écarts de procédé pour lesquels il y a un argument concluant, dans le respect des lois physiques, à l’effet qu’ils ne peuvent pas se produire, ou qu’ils sont extrêmement improbables; la validité de l’argument ne doit pas dépendre des caractéristiques de conception ni des matières contrôlées par le système de contrôles des risques de criticité de l’installation ni des mesures de gestion.

Compte tenu de l’impact des événements externes sur l’installation, la fréquence de l’impact doit être calculée en évaluant les zones vulnérables aux impacts; c.-à-d. les zones où des matières fissiles sont traitées ou entreposées. Pour évaluer les conséquences de l’impact ou la capacité de la conception à résister à l’impact, seuls des scénarios d’impact réalistes doivent être envisagés, ce qui pourrait nécessiter des connaissances sur divers facteurs, comme l’angle d’impact en cas d’écrasement d’avion, etc. [3]. S’il n’y a pas de registre historique ou d’autres fondements scientifiques permettant d’estimer l’impact d’un phénomène naturel pour la fréquence la moins élevée (10^-7/an), l’impact de l’événement qui est le plus grave (parfois appelé phénomène naturel maximal probable) peut être traité comme étant l’événement limitatif.

2.1.2.3 Procédures écrites

Les opérations pour lesquelles la sûreté en matière de criticité nucléaire est pertinente doivent être régies par des procédures écrites.

Toutes les personnes qui participent à ces opérations doivent comprendre et être familières avec les procédures.

Les procédures doivent spécifier tous les paramètres qu’elles ont pour but de contrôler. Elles doivent être telles qu’aucune dérogation unique faite par inadvertance par rapport à une procédure ne puisse causer d’accident de criticité.

2.1.2.4 Contrôle des matières

Le déplacement des matières fissiles doit être contrôlé. L’étiquetage approprié des matières, la pose d’affiches dans la zone, qui spécifient de quelle matière il s’agit et toutes les limites des paramètres assujetties au contrôle procédural sont nécessaires.

2.1.2.5 Contrôle de l’équipement

Avant d’utiliser un procesus ou une chaîne de traitement nouveau ou modifié, on doit s’assurer que tout l’équipement est conforme en ce qui attrait à ses dimensions et des matériaux, aux hypothèses posées pour assurer la sous-criticité [8].

2.1.2.6 Programme d’assurance de la qualité

Un programme d’assurance de la qualité (AQ) qui respecte les exigences applicables des normes ANSI/ASME NQA-1-2000 et N286 de la CSA, ou l’équivalent, doit être élaboré pour mettre en œuvre les activités spécifiées dans le présent guide d’application de la réglementation.

Des registres doivent être tenus dans le cadre du programme d’AQ pour démontrer que l’installation et l’équipement qu’elle contient ont été construits conformément aux normes de conception. Le titulaire de permis doit définir une procédure officielle de modifications de la conception dans le cadre de son programme d’AQ, de manière à ce que toutes les modifications apportées à l’installation durant toutes les étapes du cycle de vie de cette dernière soient enregistrées avec exactitude et que leur impact soit évalué sur le plan de la sûreté en matière de criticité nucléaire [2].

2.1.2.7 Contrôle opérationnel

Les écarts par rapport aux procédures et les changements imprévus dans les conditions qui ont une incidence sur la sûreté en matière de criticité nucléaire doivent être signalés à la direction et faire rapidement l’objet d’une enquête. Lorsqu’elle est disponible, l’information sur les incidents et les événements dans d’autres installations du même type doit également être examinés et les leçons tirées de ces événements doivent être considérées. On doit examiner les améliorations possibles à apporter aux pratiques de sûreté en matière de criticité ou à l’équipement et des mesures doivent être prises afin d’éviter que la situation se produise à nouveau [2, 8].

2.1.2.8 Examens opérationnels

Les opérations doivent être examinées fréquemment (au moins une fois par année) afin de s’assurer que les procédures sont suivies et que les conditions de procédé n’ont pas été modifiées d’une façon qui pourrait avoir une incidence sur l’évaluation applicable de la sûreté en matière de criticité nucléaire. Ces examens doivent être réalisés en consultation avec le personnel d’exploitation, par des personnes qui connaissent bien la sûreté en matière de criticité nucléaire et qui, dans la mesure du possible, ne sont pas directement responsables de l’opération.

2.1.2.9 Procédures d’urgence

Des procédures d’urgence doivent être préparées et approuvées par la direction. Les organisations sur le site et hors site qui pourraient avoir à intervenir en cas d’urgence doivent être mises au courant des conditions qu’elles pourraient rencontrer et on doit leur fournir de l’aide dans la préparation de procédures adéquates relatives à leur intervention.

2.1.3 Pratiques techniques

2.1.3.1 Paramètres contrôlés

Tous les paramètres contrôlés ainsi que leurs limites doivent être spécifiés. L’influence des variations dans ces paramètres sur le k_eff du système doit être comprise.

2.1.3.2 Disponibilité et fiabilité

Le titulaire de permis doit s’assurer que les niveaux nécessaires de disponibilité et de fiabilité sont maintenus pour les contrôles de sûreté en matière de criticité nucléaire, tels qu’ils sont établis par l’analyse de procédé pour les conditions normales et anormales crédibles.

Les principes suivants doivent être intégrés correctement afin d’assurer la disponibilité et la fiabilité requises des contrôles techniques de sûreté en matière de criticité nucléaire [2].

Principe de la double contingence

La conception de procédé doit intégrer suffisamment de facteurs de sûreté pour nécessiter au moins deux modifications improbables, indépendantes et simultanées dans les conditions de procédé avant qu’un accident de criticité puisse se produire.

Testabilité

Tous les contrôles de sûreté en matière de criticité nucléaire doivent être conçus et arrangés de sorte que :

1. Leur fonction de sûreté puisse être inspectée adéquatement et mise à l’essai; et
2. Les contrôles de sûreté en matière de criticité nucléaire peuvent être facilement entretenus, au besoin, avant leur mise en service et à intervalles réguliers ou convenables par la suite, selon leur importance sur le plan de la sûreté.

S’il s’avère peu pratique d’assurer la testabilité adéquate d’un composant, l’analyse de sûreté devrait tenir compte de la possibilité qu’il y ait des défaillances non détectées de ce genre d’équipement [2].

2.1.3.3 Contrôle de la géométrie

Lorsque cela est possible, la fiabilité devrait reposer sur la conception d’équipements dont les dimensions sont limitées, plutôt que sur des contrôles administratifs. On peut tirer parti de n’importe quelle caractéristique nucléaire du matériel et de l’équipement de procédé. Toutes les dimensions et propriétés nucléaires sur lesquelles repose la fiabilité doivent être vérifiées avant de débuter les opérations, et un contrôle doit être exercé pour les maintenir.

2.1.3.4 Limite de sous-criticité

Lorsque les données applicables sont disponibles, des limites de sous-criticité doivent être établies en se fondant sur des expériences, et en appliquant une tolérance adéquate pour tenir compte des incertitudes dans les données. En l’absence de mesures expérimentales directement applicables, les limites peuvent être dérivées de calculs réalisés grâce à une méthode démontrée valide en la comparant à des données expérimentales, conformément à la sous-section 2.1.4, Validation d’une méthode de calcul.

2.1.3.5 Réflecteurs de neutrons

La réflexion des neutrons doit être envisagée comme paramètre de contrôle de la criticité. Le réflecteur de neutrons le plus efficace que l’on rencontre fréquemment dans la manutention et le traitement des matières fissiles est une épaisseur d’eau suffisante pour assurer la réactivité nucléaire maximale. Cependant, il faut examiner avec soin les systèmes comportant des épaisseurs importantes d’autres matériaux structuraux courants (p. ex. bois, béton, acier), qui pourraient être des réflecteurs de neutrons plus efficaces que l’eau. Dans certains cas, la quantité de neutrons réfléchis par le personnel peut être importante [8].

2.1.3.6 Interaction des neutrons

On doit tenir compte de l’interaction des neutrons entre les unités lorsqu’ au moins deux unités contenant des matières fissiles sont présentes. Il est possible de réduire l’interaction des neutrons à des proportions acceptables, soit en les espaçant, en insérant des modérateurs ou des absorbeurs de neutrons entre les unités, ou en combinant ces méthodes [8].

2.1.4 Validation d’une méthode de calcul

Il existe de nombreuses méthodes de calcul convenables pour déterminer l’état de sous-criticité d’un système. Les méthodes varient considérablement quant à leur fondement et leur forme, et chacune trouve une application dans la vaste gamme de situations rencontrées dans la sûreté en matière de criticité nucléaire. Cependant, la procédure générale à suivre dans l’établissement de la validité est commune à toutes. Pour un exemple de validation d’une méthode de calcul, se reporter à GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1], l’annexe C.

2.1.4.1 Établissement du biais

Le biais doit être établi en corrélant les résultats d’expériences critiques et d’expériences exponentielles avec les résultats obtenus pour ces mêmes systèmes grâce à la méthode de calcul validée.

Dans les cas où aucune donnée expérimentale n’est disponible, l’établissement du biais pour une méthode de calcul est impossible et les exigences de la présente sous-section ne peuvent être respectées. La validation d’une méthode de calcul en comparant les résultats avec ceux d’une autre méthode de calcul, par exemple, est inacceptable.

2.1.4.2 Incertitudes liées au biais

Les incertitudes liées au biais doivent contenir des tolérances liées aux incertitudes dans les conditions expérimentales, des tolérances pour le manque d’exactitude et de précision dans la méthode de calcul et des tolérances pour l’élargissement du domaine (ou des domaines) d’applicabilité. Après avoir établi les tolérances pour l’exactitude et la précision de la méthode et pour le biais et les incertitudes, une marge dans k_eff ou un autre paramètre de corrélation doit être appliqué. Celle-ci doit être suffisamment grande pour s’assurer que les conditions (calculées par la méthode comme étant sous-critiques par la valeur de cette marge) seront réellement sous-critiques. Comme le biais et ses incertitudes, cette marge peut varier en fonction de la composition et d’autres variables.

2.1.4.3 Dépendance face aux programmes informatiques

Si la méthode de calcul utilise un programme informatique, des vérifications doivent être faites pour confirmer que les opérations mathématiques sont exécutées tel que prévu. Tout changement dans le programme informatique doit être suivi d’une reconfirmation à l’effet que les opérations mathématiques sont réalisées comme prévu.

2.1.4.4 Rapport de validation

Un rapport de validation écrit doit être préparé. Ce rapport doit :

1. Décrire la méthode avec suffisamment de détails, de clarté et sans ambiguïté, pour permettre une reproduction indépendante des résultats;
2. Identifier les données expérimentales et énumèrer les paramètres dérivés des données afin de les utiliser dans la validation de la méthode;
3. Préciser le domaine (ou les domaines) d’applicabilité;
4. Énoncer le biais et les incertitudes pour le domaine (ou les domaines) d’applicabilité;
5. Préciser la marge de sous-criticité pour le domaine (ou les domaines) d’applicabilité, y compris la justification de la pertinence de la marge de sous-criticité;
6. Préciser la limite supérieure de sous-criticité (voir GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1], l’annexe B pour les renseignements détaillés).

2.2 Limites à un seul paramètre pour les nucléides fissiles

Les opérations avec des matières fissiles peuvent être effectuées de manière sécuritaire en respectant n’importe laquelle des limites indiquées aux GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1], sections 2.4.1, 2.4.2, 2.4.3, et 2.4.4 pour les unités uniques de ²³³U, ²³⁵U et de plutonium, en autant que les conditions d’application de ces limites sont maintenues.

3.0 Système d’alarme d’accident de criticité

3.1 Principes généraux

3.1.1 Généralités

Le but d’un système d’alarme est de réduire le risque pour le personnel. L’évaluation du risque global doit tenir compte du fait que les dangers peuvent résulter de fausses alarmes et de l’interruption soudaine subséquente des opérations, et du déplacement du personnel.

Sous réserve de l’évaluation du risque global ci-dessus, un système d’alarme de criticité respectant les exigences du présent guide doit être installé, à moins que l’une des situations suivantes se produise :

1. Il existe un argument logique, appuyé par des lois physiques, à l’effet que la criticité par inadvertance ne peut pas se produire; la validité de l’argument ne doit pas dépendre d’aucune caractéristique de conception ou matérielle régie par les contrôles de sûreté en matière de criticité du système de l’installation;
2. Aucune exposition excessive du personnel au rayonnement n’est crédible, en cas de criticité par inadvertance.

Lorsque des systèmes d’alarme sont installés, des procédures d’urgence doivent être mises en place et maintenues à jour. Des renseignements sur la préparation des plans d’urgence sont fournies à la section 16.

3.1.2 Considérations

3.1.2.1 Évaluation des systèmes d’alarme de criticité

À la lumière des exigences du point 1 de la liste de la section 3.1.1, on doit évaluer la nécessité de disposer de systèmes d’alarme de criticité :

1. Pour toutes les activités mettant en cause du ²³³U, ²³⁵U et ²³⁹Pu, au cours desquelles l’inventaire de matières fissiles (contenant ces trois substances nucléaires) dépasse les limites de masse sous-critique à un seul paramètre pour les mélanges non homogènes spécifiées à la section 2, à savoir, si l’inventaire dépasse :
   1. 500 g de ²³³U;
   2. 700 g de ²³⁵U;
   3. 450 g de ²³⁹Pu;
   4. 450 g de n’importe quelle combinaison de ces trois substances nucléaires.
2. Pour toutes les activités avec d’autres substances nucléaires fissiles, au cours desquelles l’inventaire des matières fissiles (renfermant ces substances nucléaires) dépasse les limites de masse sous-critique spécifiées à la section 10 of GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1];
3. Pour toutes les activités avec des matières fissiles au cours desquelles des modérateurs ou des réflecteurs de neutrons plus efficaces que l’eau sont présents, ou qui comportent des configurations de matière unique, de telle sorte que les exigences relatives à la masse critique peuvent être inférieures aux limites de masse sous-critique mentionnées précédemment;
4. Pour toutes les activités au cours desquelles l’inventaire des matières fissiles dépasse 80 % de la masse critique appropriée, si les limites de la masse sous-critique mentionnées précédemment ne sont pas applicables, ou pas appropriées.

Cette évaluation doit être réalisée pour toutes les activités au cours desquelles l’inventaire de matières fissiles dans des zones individuelles non reliées dépasse les limites de masse sous-critique mentionnées précédemment.

Pour cette évaluation, les zones individuelles peuvent être considérées comme étant non reliées lorsque les frontières entre les zones sont telles qu’il ne peut pas y avoir de transfert de matières entre elles [9], que la séparation minimale entre les matières dans des zones adjacentes est de 10 cm et que la densité surfacique de la matière fissile pour chaque zone individuelle est en moyenne inférieure à 50 g/m². Cette prescription s’applique seulement aux isotopes ²³³U, ²³⁵U et ²³⁹Pu.

3.1.2.2 Installation de systèmes d’alarme de criticité

Un système d’alarme de criticité respectant les exigences de la section 3 du présent guide d’application de la réglementation doit être installé dans les zones où le personnel risque de recevoir une dose de rayonnement excessive. À cette fin, le rendement de fission maximal intégré sur toute la durée de l’accident peut être présumé ne pas dépasser 2,0 x 10¹⁹ fissions. Le fondement pour un rendement de fission maximal différent doit être documenté.

Si un accident de criticité de moindre magnitude que l’accident préoccupant le moins grave indiqué à la section 3.2.3, Critères de détection, est en cause, alors d’autres méthodes de détection (p. ex. dosimètre sonore individuel) devraient être considérées. Ces autres méthodes de détection ne sont pas considérées comme étant des systèmes d’alarme de criticité et ne sont pas visées par la section 3 du présent document.

3.1.2.3 Détection des accidents de criticité

Dans les zones où un système d’alarme de criticité est requis, un dispositif pour détecter les accidents de criticité et les signaler doit être disponible de manière à ce que des mesures de protection soient rapidement appliquées.

3.1.3 Alarme de criticité

Les signaux d’alarme de criticité doivent être utilisés pour assurer une évacuation rapide ou d’autres mesures de protection. Les signaux d’alarme de criticité doivent être uniformes dans l’ensemble du système. Ces signaux doivent être différents des autres signaux ou alarmes qui nécessitent une réponse différente de la réponse nécessaire en cas d’accident de criticité.

Le générateur de signaux doit être déclenché automatiquement et rapidement lors de la détection d’un accident de criticité.

Après le déclenchement, les générateurs de signaux doivent continuer à fonctionner au besoin, tel qu’indiqué par les procédures d’urgence, même si le rayonnement diminue en deçà du point d’alarme, et suffisamment longtemps pour que les personnes puissent atteindre les points de rassemblement après évacuation et appliquer les procédures de comptabilisation du personnel. Des systèmes de réinitialisation manuels, à accès limité, doivent être disponibles à l’extérieur des zones nécessitant une évacuation [9].

On peut prévoir un moyen de déclenchement manuel de l’alarme de criticité.

Dans toutes les zones occupées où une mesure de protection du personnel est requise en cas de détection d’accident de criticité, le nombre et l’emplacement des générateurs de signaux d’alarme de criticité doivent être tels que les signaux permettent d’aviser rapidement le personnel de ces zones.

3.1.4 Fiabilité

Les fausses alarmes doivent être évitées autant que possible. On peut éviter cette situation en utilisant des détecteurs à canal unique fiables ou en se servant du signal de deux détecteurs ou plus pour initier l’alarme.

Dans les systèmes redondants, la défaillance d’un canal unique ne doit pas empêcher de demeurer conforme aux critères de détection spécifiés à la section 3.2.3.

Lorsqu’on utilise des instruments portatifs pour se conformer à la section 3 du présent guide d’application de la réglementation, l’utilisation doit être évaluée pour déterminer si les critères appropriés sont respectés. Les critères relatifs à l’utilisation des instruments portatifs doivent être spécifiés dans les procédures.

Les zones de procédé dans lesquelles des activités se poursuivront pendant les pannes d’électricité doivent être dotées d’alimentation de secours pour ce qui est des systèmes d’alarme, ou encore ces activités doivent être surveillées de manière continue à l’aide d’instruments portatifs.

La sensibilité adéquate du système d’alarme en cas d’accidents considérés comme étant les moins graves est examinée aux sections 3.2.3 and 3.2.4.

Les détecteurs soumis à un rayonnement intense dépassant 1000 Gy/h doivent pouvoir déclencher une alarme. On peut démontrer la conformité à cette disposition par un essai de détecteur échantillonné ou en suivant les essais précisés par le fabricant pour des échantillons de production [9].

3.2 Critères de conception des systèmes

3.2.1 Fiabilité

Le système doit être conçu de manière à avoir une fiabilité élevée et doit utiliser des composants qui ne nécessitent pas d’entretien fréquent (comme de la lubrification ou un nettoyage).

3.2.2 Temps de réponse

Le système doit être conçu pour produire un signal d’alarme de criticité dans la demi-seconde (0,5 seconde) suivant la détection d’un accident de criticité par le détecteur.

3.2.3 Critère de détection

L’une des considérations importantes dans la conception du système d’alarme d’accident de criticité est la définition de l’événement le moins grave pouvant être détecté, appelé « accident préoccupant le moins grave ».

Les systèmes d’alarme de criticité doivent être conçus de manière à répondre immédiatement à l’« accident préoccupant le moins grave ».

Le document LA-13638 [12] décrit des accidents de criticité nucléaire qui se sont produits durant le traitement ou la manutention des matières fissiles. L’examen de ces événements a permis de formuler la définition suivante pour l’« accident préoccupant le moins grave » :

L’accident préoccupant le moins grave est un accident résultant en une dose de 0,2 Gy (20 rad) dans l’air libre au cours de la première minute, à une distance de 2 mètres de la matière réactive.

On doit utiliser cette définition dans les cas où on ne dispose que du blindage nominal. Les fondements relatifs à un accident préoccupant le moins grave différent doivent être documentés.

3.2.4 Sensibilité

Les systèmes d’alarme de criticité doivent être conçus de manière à ce que le déclenchement de l’alarme se produise lors de l’état transitoire le plus court. On peut supposer que la durée minimale de l’émission de rayonnement lors d’un état transitoire est de 1 milliseconde (1 ms).

Le seuil de déclenchement de l’alarme doit être réglé à un niveau suffisamment bas pour détecter l’accident préoccupant le moins grave. Le seuil de déclenchement de l’alarme devrait être également suffisamment élevé pour réduire au minimum le risque de déclenchement de l’alarme par des causes autres que la criticité.

3.2.5 Emplacement des détecteurs

L’espacement entre les détecteurs doit être conforme au seuil de déclenchement d’alarme choisi et aux critères de détection.

3.3 Essais

3.3.1 Essais initiaux

Des essais initiaux, des inspections et des vérifications du système doivent permettre de s’assurer que la fabrication et l’installation ont été réalisées conformément au plan et aux spécifications de conception.

3.3.2 Essais spéciaux

Suite à des modifications ou à des réparations, ou encore à des événements ayant remis en question le rendement du système, il doit y avoir des essais et des inspections pertinents pour démontrer que le système fonctionne correctement.

3.3.3 Réponse au rayonnement

La réponse du système au rayonnement doit être mesurée périodiquement pour confirmer le rendement continu de l’instrument. L’intervalle entre les essais doit être déterminé d’après l’expérience. En l’absence d’expérience, les essais devraient être effectués au moins une fois par mois.

Des registres des essais doivent être conservés. La conception du système peut intégrer des caractéristiques d’autovérification afin d’automatiser des parties de ces essais.

3.3.4 Essais périodiques

Le système d’alarme complet doit être testé périodiquement. Chaque générateur de signaux doit être testé au moins une fois par année. Des observations sur le terrain doivent établir si les signaux d’alarme de criticité fonctionnent bien dans toutes les zones où le personnel pourrait recevoir une dose de rayonnement excessive. Tout le personnel des zones concernées doit être avisé avant les essais des signaux d’alarme de criticité.

3.3.5 Mesures correctives

Lorsque des essais révèlent un rendement inadéquat, des mesures correctives doivent être prises le plus rapidement possible. Si l’on utilise des instruments portatifs, il faut respecter les critères de la section 3.1.4.

3.3.6 Procédures d’essai

Les procédures d’essai du système doivent permettre de réduire au minimum le taux de fausses alarmes et de déclenchement intempestif des mesures d’urgence. Les procédures doivent exiger que les systèmes soient ramenés à un fonctionnement normal immédiatement après les essais.

La norme CEI 860, Équipement de signalisation des accidents de criticité [11], contient des renseignements utiles concernant les caractéristiques électriques et les procédures d’essai de l’équipement d’alarme. Ce guide peut être utilisé comme guide dans ce domaine.

3.3.7 Registres

Des registres des essais et des mesures correctives pour chaque système doivent être conservés. Ces registres fournissent de l’information sur le fonctionnement du système et permettent d’identifier les sources de défaillance.

3.3.8 Hors d’usage

Le titulaire de permis doit élaborer et mettre en œuvre des critères relatifs à la mise hors d’usage du système d’alarme de criticité nucléaire.

Si le système est retiré du service en raison d’un problème imprévu, le titulaire de permis doit en informer immédiatement la CCSN en précisant la cause du retrait et sa durée prévue.

3.4 Familiarisation des employés

3.4.1 Instructions affichées

Des instructions concernant la réponse aux signaux d’alarme de criticité doivent être affichées à des endroits stratégiques dans les zones visées par l’alarme.

4.0 Utilisation d’anneaux de Raschig en verre borosilicate à titre d’absorbeurs de neutrons dans des solutions de matière fissile

Le rôle des anneaux de Raschig dans les applications de sûreté en matière de criticité est d’assurer la sous-criticité dans des conditions normales et anormales crédibles pendant la durée de vie d’une colonne. Les exigences générales pour l’utilisation des anneaux de Raschig à des fins de contrôle de la criticité sont :

1. Les critères de sûreté en matière de criticité nucléaire de la section 2, Sûreté en matière de criticité nucléaire dans les opérations avec des matières fissiles hors réacteurs , doivent être appliqués.
2. Les propriétés physiques et chimiques des anneaux de Raschig spécifiés dans le présent guide d’application de la réglementation doivent être vérifiées avant leur utilisation initiale dans le contrôle de la criticité.
3. Suite à l’utilisation initiale, une vérification périodique doit permettre de s’assurer que toutes les propriétés physiques et chimiques des anneaux de Raschig sont maintenues.
4. L’importance et la fréquence de la vérification des propriétés physiques et chimiques peuvent être déterminées à partir d’un historique documenté des tendances de ces propriétés propres aux anneaux de Raschig, dans le milieu particulier où ils sont utilisés. Autrement, les fréquences spécifiées à la section 4.7.4 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1] doivent s’appliquer en tout temps.
5. Les méthodes de mesure des propriétés des anneaux de Raschig doivent être documentées et examinées par du personnel qualifié afin de déterminer leur applicabilité et leur validité technique.
6. Les anneaux de Raschig doivent être compatibles avec le milieu chimique et les conditions physiques des solutions dans lesquelles ils seront immergés.
7. L’utilisation d’anneaux de Raschig dans des applications de sûreté en matière de criticité autres que celles visées par le présent guide d’application de la réglementation devrait être évaluée au cas par cas.

Pour de plus amples renseignements et pour des directives concernant l’utilisation des anneaux de Raschig en verre borosilicate à titre d’absorbeurs de neutrons pour le contrôle de la criticité dans des colonnes garnies contenant des solutions de ²³⁵U, ²³⁹Pu ou ²³³U, se reporter à la Section 4 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

5.0 Sûreté dans la mesure in situ de la multiplication des neutrons sous-critiques

La protection du personnel durant les expériences in situ dépend de la nature de l’accident de criticité à éviter. On doit suivre les critères de sûreté et les bonnes pratiques pour réaliser de telles expériences.

Pour de plus amples renseignements et pour des directives relatives à la sûreté, en vue de la réalisation de mesures de la multiplication des neutrons dans des conditions sous-critiques lorsque le personnel n’a pas de protection physique contre les conséquences d’un accident de criticité, se reporter à la Section 5 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

6.0 Sûreté en matière de criticité nucléaire dans le stockage des matières fissiles

Toutes les opérations avec des matières fissiles, y compris le stockage, doivent être réalisées conformément à la section 2, Sûreté en matière de criticité nucléaire dans les opérations avec des matières fissiles hors réacteurs .

Pour de plus amples renseignements et pour des directives relatives aux critères de stockage généraux basés sur des calculs validés, se reporter à la Section 6 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1]. Ainsi, GD-327 présente certaines pratiques techniques et administratives appropriées au stockage des matières fissiles.

7.0 Critères relatifs aux contrôles de sûreté en matière de criticité nucléaire dans les opérations avec blindage et confinement

Lorsqu’il y a un blindage contre le rayonnement et un confinement des matières radioactives adéquats, les dangers normalement associés à la criticité dans une installation où il n’y a pas de blindage ni de confinement sont réduits au minimum.

La présente section s’applique aux opérations avec du ²³⁵U, ²³³U, ²³⁹Pu et d’autres matières fissiles et fissionnables à l’extérieur des réacteurs nucléaires, où le blindage et le confinement sont fournis pour assurer la protection du personnel et du public, à l’exception des assemblages de ces matières dans des conditions contrôlées, comme les expériences de criticité.

Des critères de contrôle de la criticité dans ces conditions doivent être fournis pour :

1. La prévention des accidents nucléaires dans les installations dotées de blindage et de confinement;
2. La pertinence du blindage et du confinement requis.

La présente section ne s’applique pas aux opérations exigeant l’accès du personnel à l’intérieur des zones de procédé blindées où des matières fissiles et fissiles se trouvent. Cette section n’inclut pas non plus de spécifications techniques pour la conception du blindage ou pour établir s’il est adéquat. La présente section ne doit pas être interprétée comme décourageant l’utilisation de caractéristiques de sûreté additionnelles qui peuvent être pratique d’intégrer.

La présente section n’inclut pas de procédures administratives détaillées pour le contrôle (qui est considéré comme étant une prérogative de la direction) ou de renseignements détaillés concernant la conception des procédés et de l’équipement ou des descriptions d’instruments destinés au contrôle de procédé.

Pour de plus amples renseignements et pour des directives relatives à la sûreté, se reporter à la Section 7 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

8.0 Contrôle de la criticité nucléaire et sûreté des mélanges de combustible de plutonium et d’uranium à l’extérieur des réacteurs

La présente section s’applique aux opérations avec des oxydes mixtes d’uranium et de plutonium hors réacteurs, à l’exception de l’assemblage de ces matières dans des conditions contrôlées, comme des expériences de criticité.

Les opérations visées par la présente section doivent être réalisées conformément à la section 2, à l’exception du fait que les limites pour les mélanges d’uranium et de plutonium précisées à la Section 8 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1] peuvent être utilisées. Une attention spéciale doit être accordée aux conditions anormales crédibles, comme celles figurant dans le document GD-327 [1], Annexe A.

Les pratiques administratives et techniques en matière de sûreté et de contrôle de la criticité indiquées à la section 12, Pratiques administratives en matière de sûreté en matière de criticité nucléaire , sont applicables ici.

Pour des directives additionnelles, se reporter à la Section 8 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

9.0 Utilisation d’absorbeurs de neutrons solubles dans des installations nucléaires à l’extérieur des réacteurs

L’utilisation d’absorbeurs de neutrons solubles dans le but d’éviter les accidents de criticité doit être effectuée conformément à la Section 2.

Pour des directives additionnelles applicables à l’utilisation d’absorbeurs de neutrons solubles à des fins de contrôle de la criticité, le choix d’un absorbeur de neutrons, la conception et la modification des systèmes, les évaluations de la sûreté et les programmes d’assurance de la qualité, se reporter à la Section 9 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

10.0 Contrôle de la criticité nucléaire des nucléides d’actinides spéciaux

La présente section s’applique aux opérations avec les éléments suivants : ²³⁷₉₃Np, ²³⁸₉₄Pu, ²⁴⁰₉₄Pu, ²⁴¹₉₄Pu, ²⁴²₉₄Pu, ²⁴¹₉₅Am, ^242m₉₅Am, ²⁴³₉₅Am, ²⁴³₉₆Cm, ²⁴⁴₉₆Cm, ²⁴⁵₉₆Cm, ²⁴⁷₉₆Cm, ²⁴⁹₉₈Cf et ²⁵¹₉₈Cf.

Les opérations décrites dans la présente section doivent être réalisées conformément à la section 2, sauf que les limites précisées à la Section 10 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1] peuvent être utilisées. On doit accorder une attention particulière aux conditions anormales crédibles, comme celle figurant dans le document GD-327 [1], Annexe A.

Les pratiques administratives et techniques relatives à la sûreté-criticité et au contrôle, telles que décrites à la Section 12, Pratiques administratives en matière de sûreté reliée à la criticité nucléaire , sont applicables ici.

Pour des directives additionnelles, se reporter à la Section 10 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

11.0 Critères de sûreté en matière de criticité pour la manutention, le stockage et le transport hors réacteurs du combustible des réacteurs à eau légère

La manutention, le stockage et le transport du combustible des réacteurs nucléaires représente un risque pour la santé et la sécurité du personnel participant à ces activités, ainsi que pour le public en général. La conception appropriée de l’équipement et des installations, les procédures de manutention et la formation du personnel peuvent réduire ces risques au minimum.

Les opérations décrites dans la présente section doivent être réalisées conformément à la section 2. Une évaluation de sûreté en matière de criticité doit être effectuée pour toutes les conditions normales et anormales crédibles, afin de déterminer si l’opération ou le système dans sa totalité sera sous-critique.

Pour de plus amples renseignements sur le transport des matières fissiles, se reporter au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires, au Règlement de transport des matières radioactives de l’AIEA (TS-R-1) [13], au document connexe Advisory Material for the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material (TS-G-1.1)[14], et au RD-364 Guide d’approbation des colis de transport du Type B(U) et des colis transportant des matières fissiles Canada—États-Unis  [15].

Pour des directives additionnelles applicables à la manutention, au stockage et au transport du combustible des réacteurs à eau légère à n’importe quelle étape du cycle du combustible, à l’extérieur du cœur du réacteur, se reporter à la Section 11 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

12.0 Pratiques administratives en matière de sûreté reliée à la criticité nucléaire

12.1 Introduction

Un programme efficace de sûreté en matière de criticité nucléaire comprend une collaboration entre les gestionnaires, les superviseurs et le personnel associé à la sûreté en matière de criticité. Pour chaque employé, le programme repose sur la conformité avec les procédures d’exploitation.

Bien que l’ampleur et la complexité des activités liées à la sûreté peuvent varier considérablement selon l’importance et le type d’opération avec des matières fissiles, certains éléments de sûreté sont communs. La présente section représente une codification de ces éléments liés à la sûreté en matière de criticité.

12.2 Portée

La présente section contient des critères relatifs à l’administration d’un programme de sûreté en matière de criticité nucléaire pour les opérations hors réacteurs au cours desquels il existe un risque d’accident de criticité.

Les responsabilités des gestionnaires, des superviseurs et du personnel associé à la sûreté en matière de criticité nucléaire y sont traitées. Les objectifs et les caractéristiques des procédures d’exploitation et des procédures d’urgence sont inclus.

Une orientation générale en matière de sûreté reliée à la criticité nucléaire est donnée à la section 2, Sûreté en matière de criticité nucléaire dans les opérations avec des matières fissiles hors réacteurs.

12.3 Responsabilités

12.3.1 Responsabilités des gestionnaires

La Direction doit prendre l’entière responsabilité de la sûreté des opérations. Un intérêt constant dans la sûreté devrait être manifeste.

La Direction doit élaborer une politique de sûreté en matière de criticité nucléaire et la faire connaître à tous les employés participant aux opérations avec des matières fissiles. On peut faire une distinction entre les installations blindées et les installations non blindées, et préciser les contrôles de criticité appropriés dans chaque cas.

La Direction doit attribuer des responsabilités et déléguer l’autorité adéquate afin de mettre en œuvre la politique établie. La responsabilité en matière de sûreté reliée à la criticité nucléaire devrait être assignée de manière compatible avec les autres disciplines de sûreté. Chaque personne, peu importe son poste, doit être au courant du fait que la sûreté en matière de criticité nucléaire associée à son domaine de travail demeure sa responsabilité.

La Direction doit doter leurs installations de personnel familier avec la physique de la criticité nucléaire et avec les pratiques de sûreté connexes, afin que le personnel puisse fournir au besoin des conseils techniques relatifs à la portée des opérations. Cette fonction devrait, dans la mesure du possible, être indépendante, sur le plan administratif, des opérations.

La Direction doit établir une méthode de surveillance du programme de sûreté en matière de criticité nucléaire.

La Direction doit participer périodiquement à la vérification de l’efficacité globale du programme de sûreté en matière de criticité nucléaire.

La Direction peut avoir recours à des consultants et à des comités de sûreté en matière de criticité nucléaire pour atteindre les objectifs du programme.

La Direction doit établir un processus et des procédures définis pour le contrôle des modifications à l’équipement [10].

Elle doit établir des procédures d’exploitation ainsi qu’un processus relatif à leurs modifications [10].

12.3.2 Responsabilités des superviseurs

Chaque superviseur doit endosser la responsabilité de la sûreté des opérations qu’il a à contrôler.

Le superviseur doit bien connaître les aspects de la sûreté en matière de criticité nucléaire se rapportant aux opérations à contrôler. La formation et l’aide devraient être obtenues auprès du personnel associé à la sûreté en matière de criticité nucléaire.

Le superviseur doit donner de la formation et exiger que le personnel sous sa supervision comprenne bien les procédures et les considérations de sûreté, de manière à ce qu’il puisse accomplir ses fonctions sans risque inacceptable. Les programmes de sûreté reliée à la criticité nucléaire sont examinés à la Section 13, Formation en sûreté reliée à la criticité nucléaire. Des registres des activités de formation et de la vérification des connaissances du personnel doivent être conservés.

Les superviseurs doivent élaborer ou participer à l’élaboration de procédures écrites applicables aux opérations qu’ils ont à contrôler. La mise à jour de ces procédures dans le but de refléter les changements dans les opérations relève du superviseur.

Le superviseur doit vérifier la conformité avec les spécifications relatives à la sûreté en matière de criticité nucléaire pour l’équipement neuf ou modifié avant son utilisation. La vérification peut être basée sur des rapports d’inspection ou sur d’autres caractéristiques du programme d’assurance de la qualité.

Le superviseur doit veiller à la conformité avec les bonnes pratiques de sûreté, y compris l’identification claire des matières fissiles et le bon entretien ménager.

12.3.3 Responsabilités du personnel associé à la sûreté en matière de criticité nucléaire

Le personnel associé à la sûreté en matière de criticité nucléaire (personnel de SCN) doit assumer et accepter la responsabilité relative à l’orientation technique dans la conception de l’équipement et des procédés, ainsi que pour le développement des procédures d’exploitation [10].

Le personnel de SCN doit demeurer familier avec les développements dans les normes, les guides et les codes de sûreté en matière de criticité nucléaire. La connaissance de l’information actuelle sur la criticité nucléaire devrait être maintenue. Le personnel de SCN devrait consulter des personnes possédant des connaissances dans ce domaine dans le but d’obtenir l’aide technique nécessaire.

Il doit demeurer familier avec toutes les opérations au sein de l’organisation nécessitant des contrôles de sûreté en matière de criticité nucléaire.

Le personnel de SCN doit aider le superviseur, sur demande, dans la formation du personnel.

Il doit réaliser ou participer à des vérifications des pratiques de sûreté en matière de criticité et assurer la conformité avec les procédures, tel que demandé par la Direction.

Le personnel de SCN doit examiner les rapports sur les infractions aux procédures et sur d’autres lacunes, en vue d’améliorer les pratiques de sûreté et les exigences procédurales, et doit documenter les résultats dans le cadre de rapports présentés à la Direction.

Il doit, sur demande, participer à la vérification de la conformité avec les spécifications de sûreté en matière de criticité nucléaire, pour l’équipement ou les procédés neufs ou modifiés [10].

12.4 Procédures d’exploitation

Le but des procédures d’exploitation écrites est de faciliter et de documenter la conduite sécuritaire et efficace des opérations. Les procédures devraient être organisées de manière pratique pour les opérateurs et doivent être facilement accessibles. Elles ne devraient pas contenir de matériel inapproprié. Des copies des procédures écrites applicables devraient être affichées ou disponibles dans les zones d’exploitation [8].

Les procédures doivent comprendre des contrôles et des limites importantes sur le plan de la sûreté en matière de criticité nucléaire de l’opération. Les procédures devraient permettre de s’assurer qu’une seule dérogation survenue par inadvertance ne peut causer un accident de criticité.

Il convient de faciliter l’amélioration et la révision des procédures, lorsque des améliorations s’avèrent souhaitables.

Les procédures d’exploitation doivent être examinées périodiquement par les superviseurs.

Les procédures nouvelles ou révisées qui ont une incidence sur la sûreté en matière de criticité nucléaire doivent être examinées par le personnel de SCN et par les superviseurs, et elles doivent être approuvées par la Direction [10].

Toute dérogation aux procédures d’exploitation et les changements non prévus aux conditions de procédé ayant une incidence sur la sûreté en matière de criticité nucléaire doivent être signalés à la Direction, faire l’objet d’une enquête rapidement et être corrigés selon les besoins, et documentés. Des mesures doivent être prises afin d’éviter que la situation ne se produise à nouveau.

Les opérations doivent être révisées fréquemment (au moins une fois par année) afin de déterminer si les procédures sont suivies et si les conditions de procédé n’ont pas été modifiées de manière à avoir une incidence sur l’évaluation de la sûreté en matière de criticité nucléaire. Ces examens doivent être effectués en consultation avec le personnel d’exploitation, par des personnes qui s’y connaissent en sûreté reliée à la criticité et qui, dans la mesure du possible, ne sont pas directement responsables de l’opération.

12.5 Évaluation de procédé pour la sûreté en matière de criticité nucléaire (évaluation de la sûreté en matière de criticité nucléaire)

Avant de débuter une nouvelle opération avec des matières fissiles, ou avant de modifier une opération existante, il convient de déterminer et de documenter le processus dans son ensemble afin de déterminer s’il est sous-critique à la fois dans des conditions normales et anormales crédibles.

L’évaluation de la sûreté en matière de criticité nucléaire doit permettre de déterminer et d’identifier explicitement les paramètres contrôlés et leurs limites connexes sur lesquelles repose la sûreté en matière de criticité nucléaire. L’effet des changements dans ces paramètres, ou dans les conditions auxquelles ils s’appliquent, doit être compris.

L’évaluation de la sûreté en matière de criticité nucléaire doit être documentée de façon suffisamment détaillée, claire et sans ambiguïté, afin de permettre un jugement indépendant des résultats.

Avant de débuter l’opération, il doit y avoir une évaluation indépendante qui confirme que l’évaluation de la sûreté en matière de criticité nucléaire est adéquate.

12.6 Contrôle des matières

Le déplacement des matières fissiles doit être contrôlé tel qu’indiqué dans les procédures. Le transport des matières fissiles dans le domaine public doit se conformer à la réglementation nationale et internationale [10,13,14,15].

L’étiquetage approprié des matières et la pose d’affiches doivent être maintenus, et doivent spécifier la nature des matières et toutes les limites relatives aux paramètres qui sont assujettis au contrôle procédural de la criticité.

Lorsqu’on se fie aux absorbeurs de neutrons qui sont intégrés dans les matériaux ou l’équipement de procédé pour le contrôle de la criticité, il faut appliquer un contrôle procédural afin de maintenir leur présence continue dans les distributions et concentrations prévues.

L’accès aux zones où des matières fissiles sont manipulées, traitées ou entreposées doit être contrôlé.

Le contrôle de l’espacement, de la masse, de la masse volumique et de la géométrie des matières fissiles doit être effectué afin d’assurer la sous-criticité dans des conditions normales et anormales crédibles.

12.7 Intervention prévue en cas d’accident de criticité nucléaire

Des systèmes d’alarme d’accident de criticité nucléaire sont présentées à la section 3, Système d’alarme d’accident de criticité. La planification et l’intervention en cas d’urgence sont traitées à la section 16, Planification et intervention en cas d’accident de criticité nucléaire.

Des procédures d’urgence doivent être préparées et approuvées par la Direction. Les organisations sur le site et à l’extérieur du site, dont on s’attend qu’elles devraient fournir de l’aide en cas d’urgence, doivent être informées des conditions que l’on pourrait rencontrer. On devrait les aider à préparer des procédures d’intervention en cas d’urgence adéquates.

Les procédures d’urgence doivent clairement identifier des itinéraires d’évacuation. L’évacuation devrait utiliser les itinéraires les plus rapides et les plus directs possibles. Ces itinéraires doivent être clairement identifiés et devraient éviter les zones reconnues comme étant plus à risque.

Des stations de rassemblement, à l’extérieur des zones à évacuer, doivent être désignées. Des moyens de comptabiliser le personnel doivent être établis.

Le personnel dans la zone à évacuer doit avoir reçu une formation sur les méthodes d’évacuation et être informé des itinéraires d’évacuation et de l’emplacement des stations de rassemblement. On doit prévoir l’évacuation du personnel passager. Des exercices doivent être effectués au moins une fois par année afin que le personnel demeure familier avec les procédures d’urgence. Les exercices doivent être annoncés à l’avance.

On doit prendre des dispositions à l’avance pour les soins et le traitement des blessés et des personnes exposées. Le risque de contamination du personnel par des matières radioactives doit être envisagé.

La planification doit comprendre un programme relatif à l’identification immédiate des personnes exposées ainsi que la dosimétrie du personnel. Des directives relatives à la dosimétrie figurent dans la publication N13.3-1969 de l’ANSI, intitulée Dosimetry for Criticality Accidents [16].

Des instruments et des procédures doivent être fournis pour déterminer l’intensité du rayonnement dans la zone de rassemblement et dans la zone évacuée suite à l’accident de criticité. Les informations devraient être corrélées dans un point de contrôle central.

Les procédures d’urgence doivent comporter des procédures de réintégration et identifier la composition des équipes d’intervention.

Les procédures d’urgence doivent prévoir la mise à l’arrêt de la ventilation, afin d’éviter le rejet de produits de fission à l’extérieur de la zone visée. On devrait tenir compte du fait que la ventilation ne fonctionne pas, afin de ne pas ajouter d’autres risques pour la sécurité.

12.8 Contenu du programme de sûreté en matière de criticité nucléaire

Le programme de sûreté en matière de criticité nucléaire doit :

1. Identifier les normes et les lignes directrices en matière de sûreté reliée à la criticité, ainsi que les exigences de la CCSN;
2. Énumérer les exigences qui doivent être respectées pour se conformer aux normes, lignes directrices et exigences de la CCSN applicables;
3. Définir un modèle pour la mise en œuvre de ces exigences;
4. Identifier les responsabilités découlant de ces exigences;
5. Décrire la manière dont le programme respecte les exigences de sûreté reliée à la criticité nucléaire dans chaque catégorie fonctionnelle (comme l’administration, l’analyse de sûreté en matière de criticité nucléaire, le système d’alarme de criticité, la conception technique, les procédures, le contrôle des matières, la formation, les mesures d’urgence, la surveillance continue);
6. Identifier la marge administrative de sous-criticité (selon qu’elle est basée sur k_eff ou sur les limites de masse, ou les deux), identifier la méthode employée pour déterminer la marge de sous-criticité pour la sûreté et les limites supérieures de sous-criticité;
7. Identifier la méthode d’évaluation des risques qui sera utilisée pour démontrer que la limite supérieure de sous-criticité ne sera pas dépassée dans tous les procédés nucléaires (hors réacteurs) dans des conditions normales et anormales crédibles; c’est-à-dire lors des accidents ou des séquences d’accident dont la fréquence est égale ou supérieure à 10^-6 par année.

Pour un exemple de programme de sûreté en matière de criticité nucléaire, se reporter à l’annexe G du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

13.0 Formation en sûreté en matière de criticité nucléaire

La formation des employés qui effectuent des opérations avec des matières fissiles hors réacteurs et comportant un risque d’accident de criticité doit être donnée.

Pour des directives additionnelles relatives à la formation en sûreté en matière de criticité nucléaire, se reporter à la Section 13 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

14.0 Utilisation d’absorbeurs de neutrons fixes dans des installations nucléaires hors réacteurs

Le but des absorbeurs de neutrons fixes dans les applications de contrôle de la criticité est d’assurer la sous-criticité pour des conditions normales et des conditions anormales crédibles pendant la durée de vie de l’installation ou de l’équipement. Aux fins du présent guide d’application de la réglementation, les absorbeurs de neutrons fixes sont des matériaux :

1. Qui font partie intégrante d’une installation, de l’équipement ou des composants du combustible;
2. Qui possèdent des propriétés d’absorption des neutrons;
3. Qui sont intégrés à la conception, afin d’assurer les marges de sous-criticité requises pour les opérations normales et anormales.

L’utilisation d’absorbeurs de neutrons fixes pour le contrôle de la sûreté en matière de criticité doit se faire conformément à la Section 2. La vérification des absorbeurs et de leur efficacité pour capturer des neutrons doit être effectuée avant l’utilisation des matériaux. Après l’installation, il doit y avoir une vérification, afin de s’assurer que le système d’absorbeurs de neutrons est en place tel que prévu.

Pour des directives additionnelles détaillées sur l’utilisation des absorbeurs de neutrons fixes dans la conception, la construction et l’exploitation des installations nucléaires autres que les réacteurs, se reporter à la Section 14 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

15.0 Sûreté en matière de criticité nucléaire en limitant et le contrôlant des modérateurs

Pour de nombreuses opérations, la sûreté en matière de criticité est atteinte en limitant certains paramètres comme la géométrie, la masse, l’enrichissement et l’espacement entre les matières fissiles. La quantité de matières fissiles pouvant être manipulées, stockées ou traitées de manière sécuritaire à un moment donné peut également dépendre de la gamme possible de modération des neutrons. La modération optimale, par définition, donne lieu à la masse critique de matières fissiles la plus faible, les autres conditions demeurant inchangées.

Les opérations visées par la présente section doivent être réalisées conformément à la section 2. Les critères et pratiques en matière de sûreté pour l’atteinte de la sûreté en matière de criticité en limitant et en contrôlant des modérateurs, à l’intérieur d’une gamme allant de la modération nulle à la modération optimale pour les matières fissiles doivent être documentés et suivis.

Pour des directives additionnelles, se reporter à la Section 15 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

16.0 Planification et intervention d’urgence en cas d’accident de criticité nucléaire

Les programmes de sûreté en matière de criticité nucléaire dans les installations qui utilisent des matières fissiles sont principalement orientés vers l’évitement des accidents de criticité nucléaires. Cependant, la possibilité que de tels événements surviennent existe et leurs conséquences peuvent mettre la vie en danger. Cette possibilité nécessite des pratiques de planification à l’avance des mesures d’urgence prévues et la vérification de l’état de préparation.

Cette section s’applique aux installations pour lesquelles un système d’alarme d’accident de criticité, tel que spécifié à la section 3, Système d’alarme d’accident de criticité, est utilisé. Les dispositions de la présente section peuvent être considérées dans la planification des mesures d’urgence en vigueur dans les centrales nucléaires et dans les réacteurs de recherche. La présente section ne s’applique pas aux accidents survenant à l’extérieur du site, ou à la planification des mesures d’urgence et de l’intervention à l’extérieur du site.

Pour des directives additionnelles visant à réduire au minimum les risques pour le personnel durant l’intervention en cas d’urgence lors d’un accident de criticité nucléaire hors réacteurs, se reporter à la Section 16 du document GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire [1].

Glossaire

Absorbeur de neutrons

Matière servant à la capture neutronique également appelée poison neutronique.

Absorbeur de neutrons fixe

Absorbeurs de neutrons dans des solides présentant une relation géométrique établie par rapport aux emplacements occupés par la matière fissile.

Absorbeur de neutrons soluble

Tout poison neutronique facilement dispersable sous forme de liquide, de solution ou en suspension, utilisé spécifiquement pour réduire la réactivité d’un système et pour lequel on crédite la réactivité dans l’évaluation de sûreté en matière de criticité nucléaire du système.

Accident de criticité

Libération d'énergie résultant de la production accidentelle d'une réaction en chaîne de neutrons auto-entretenue (critique) ou divergente (surcritique).

Accident préoccupant le moins grave

Le plus petit accident, du point de vue du rendement de fission et du débit de dose, qu’un système d’alarme de criticité est tenu de détecter.

Accidents ou séquences d’accident

Événements ou séquences d’événement, y compris des événements externes, qui mènent à une violation de la marge de sous-criticité (c.-à-d., à un dépassement de la LSS). Cette définition est limitée de par sa nature au sens applicable aux fins du présent guide.

Anneau de Raschig

Petit cylindre creux en verre au borosilicate, de longueur et de diamètre à peu près égaux.

Assurance de la qualité (AQ)

Ensemble planifié et systématique de tous les moyens et actions visant à fournir une confiance adéquate que les éléments ou les services satisfont aux exigences spécifiées et fonctionneront de façon satisfaisante en service.

Biais

Mesure des différences systématiques entre les résultats de méthodes de calcul et les données expérimentales.

Colonne (ou réservoir)

Contenant conçu pour recevoir une solution. Ceci comprend tout volume dans lequel le contrôle de la criticité est assuré par des anneaux de Raschig.

Conditions anormales crédibles

Accidents ou séquences d’accident dont la fréquence est égale ou supérieure à un sur un million d’années.

Contrôle de sûreté en matière de criticité (CSC)

Structures, systèmes, équipement, composants et activités du personnel sur lesquels on compte pour prévenir les accidents potentiels à une installation ou en atténuer les conséquences possibles. Ceci n’empêche pas le titulaire de permis d’identifier des structures, des systèmes, de l’équipement, des composants ou des activités additionnels du personnel (c.-à-d., au-delà de l’ensemble minimal requis pour répondre aux exigences de performance) en tant qu’éléments requis pour la sûreté. Tous les contrôles de sûreté, tels qu’ils sont définis dans le présent guide réglementaire (contrôle technique actif, contrôle technique passif, contrôle administratif simple et contrôle administratif amélioré) sont des CSC. Également appelé contrôle de sûreté en matière de criticité nucléaire (CSC).

Contrôle de sûreté en matière de criticité nucléaire (CSC)

Voir contrôle de sûreté en matière de criticité (CSC).

Criticité nucléaire

Relatif à un système qui soutient une réaction de fission en chaîne.

Densité surfacique

Produit de l’épaisseur d’une dalle uniforme et de la masse volumique de la matière fissile à l’intérieur de la dalle; il s’agit donc de la masse de la matière fissile par unité de surface de la dalle. Pour les boues non uniformes, les limites de densité surfacique sont valides pour une dalle horizontale soumise à un tassement à la condition que les restrictions applicables aux boues uniformes soient entièrement satisfaites.

Dose de rayonnement excessive

Toute dose à laquelle est exposée le personnel qui correspond à une dose absorbée de neutrons et de rayons gamma égale ou supérieure à 0,12 Gy (12 rad) en atmosphère libre.

Évaluation de procédé

Document qui détermine et définit tous les problèmes de sûreté en matière de criticité connus, documente les hypothèses, les exigences, les limites et les contrôles de sûreté en matière de criticité, et démontre la sous-criticité. L’évaluation de procédé est souvent appelée évaluation de sûreté en matière de criticité nucléaire (ESCN).

Événement externe

Événement dont la probabilité ne peut pas être modifiée par des changements à l’installation réglementée ou à son fonctionnement. Ceci inclut tous les phénomènes naturels, ainsi que les écrasements d’avion, les explosions, les rejets toxiques, les incendies, etc., se produisant près du site nucléaire ou à ce dernier.

Exercice de simulation

Instruction supervisée visant à mettre à l’essai, acquérir, maintenir et pratiquer les habiletés requises au cours d’une activité donnée d’intervention d’urgence. Une simulation peut être une composante d’un exercice régulier.

Exigences de sûreté en matière de criticité de la CCSN

Les exigences de sûreté en matière de criticité de la CCSN sont des exigences réglementaires et des critères de réussite dérivés énumérés dans les permis d’exploitation ou d’autres documents ayant force de loi. Cette définition est limitée de par sa nature au sens applicable aux fins du présent guide.

Expérience in situ

Mesure de détermination de la multiplication neutronique ou autre mesure de détermination de la réactivité nucléaire sur un assemblage fissile sous-critique où la protection du personnel contre les conséquences d’un accident de criticité n’est pas assurée.

Facteur de multiplication effectif (k_eff)

Physiquement, le rapport entre le nombre total de neutrons produits au cours d’un intervalle de temps (à l’exclusion des neutrons produits par des sources dont les forces ne sont pas une fonction du taux de fission) et le nombre total de neutrons perdus par absorption et fuite au cours du même intervalle. Mathématiquement, la valeur propre qui, lorsqu’elle est divisée par le nombre moyen réel de neutrons émis par fission dans un assemblage de matières, rendrait critique le résultat calculé de la réaction en chaîne nucléaire de cet assemblage.

Fissionnable

Susceptible de subir une fission.

Formation

Instruction qui permet l’acquisition des connaissances et des compétences nécessaires à une performance au travail sécuritaire et efficace.

Incertitude liée au biais

Mesure de l’exactitude et de la précision des calculs, et de l’incertitude des données expérimentales.

Intervention d’urgence

Mesures prises à partir du moment où un accident de criticité est suspecté, est imminent ou réel jusqu’à la stabilisation de l’événement. Ces mesures incluent l’hypothèse qu’un accident s’est produit, la réponse à l’urgence et les mesures pour débuter les opérations de rétablissement subséquentes.

k_eff

Voir facteur de multiplication effectif (k_eff).

Limite de sous-criticité

Valeur limitative assignée à un paramètre contrôlé qui mène à un système sous-critique dans des conditions données. La limite de sous-criticité tient compte des incertitudes dans les calculs et les données expérimentales utilisées pour la dériver, mais pas des contigences; p. ex., capacité doublée ou inexactitudes dans les analyses.

Matière fissile

Matière, autre que l’uranium naturel, capable de soutenir une réaction en chaîne neutronique thermique.

Mesures de gestion

Fonctions remplies par le titulaire du permis, généralement de façon continue, relativement aux contrôles de sûreté en matière de criticité dans le but d’assurer la disponibilité et la fiabilité des contrôles à accomplir leurs fonctions lorsque requis. Les mesures de gestion incluent la gestion de la configuration, l’entretien, la formation, les procédures, les audits et les évaluations, l’investigation des incidents, la gestion des dossiers et d’autres éléments d’assurance de la qualité.

Méthode de calcul

Procédures de calcul—équations mathématiques, approximations, hypothèses, paramètres numériques connexes (p. ex., sections efficaces)—qui produisent les résultats calculés.

Modérateur

Matière qui réduit l’énergie neutronique par diffusion sans capture appréciable. Les matières qui présentent un intérêt crucial sont celles qui contiennent des noyaux légers présentant de grandes sections efficaces de diffusion et des sections efficaces d’absorption relativement faibles.

Modération

Processus de diminution de l’énergie neutronique par collisions successives avec des noyaux modérateurs sans capture appréciable.

Nucléide fissile

Nucléide capable de subir une fission par interaction avec des neutrons lents à condition que la section efficace de production des neutrons thermiques υσ_f, dépasse la section efficace d’absorption des neutrons thermiques σ_a. La plupart des actinides contenant un nombre pair de neutrons sont non fissiles, mais il peut y avoir des exceptions, comme le ²³²U et le ²³⁶Pu (qui ont des nombres pairs de neutrons et des sections efficaces de capture des neutrons thermiques et de fission à peu près égales), qui peuvent être rendus critiques au moyen de neutrons lents. Inversement, considérant le fait que la plupart des nucléides à nombre impair de neutrons sont fissiles, le ²³⁷U (qui est un nucléide à nombre impair de neutrons possédant une très petite section efficace de fission - neutrons thermiques) ne peut pas être rendu critique au moyen de neutrons thermiques.

Opérations avec des matières fissiles

Toute activité touchant la manutention, l’utilisation, le traitement, le mouvement et le stockage de matières fissiles dans des installations nucléaires.

Paramètre contrôlé

Paramètre qui est maintenu dans des limites spécifiées et qui, lorsqu’il varie, a un impact sur la marge de sous-criticité.

Personnel de sûreté en matière de criticité

Spécialistes versés dans les techniques d’évaluation de la sûreté en matière de criticité nucléaire et familiers avec les opérations des installations tout en maintenant une indépendance administrative, dans la mesure du possible, vis-à-vis de la supervision des procédés; également appelé personnel de sûreté en matière de criticité nucléaire (personnel SCN).

Personnel de sûreté en matière de criticité nucléaire (personnel SCN)

Voir personnel de sûreté en matière de criticité.

Phénomène naturel

Séismes, inondations, tornades, tsunamis, ouragans et autres événements qui surviennent dans l’environnement naturel et pourraient compromettre la sûreté. Les phénomènes naturels peuvent être crédibles ou non, selon leur probabilité d’occurrence.

Protection de type double contingence

Caractéristique ou attribut d’un procédé qui intègre suffisamment de facteurs de sûreté pour qu’au moins deux changements concurrents, indépendants et improbables dans les conditions du procédé soient requis avant qu’un accident de criticité nucléaire soit possible.

Réacteur à eau légère

Réacteur qui utilise de l’eau légère comme caloporteur et/ou modérateur.

Réactivité

Quantité proportionnelle à (k_eff-1) / k_eff, où k_eff est le facteur de multiplication effectif des neutrons. La réactivité d’un assemblage fissile sous-critique est une quantité négative qui indique le degré de sous-criticité. La réactivité d’un assemblage critique est de zéro.

Site

Zone définie qui renferme une ou plusieurs installations.

Solution

Liquide contenant une matière fissile dissoute, ou un liquide contenant cette matière fissile en suspension. Ceci comprend les solutions aqueuses (à base d’eau), mais exclut les solutions où l’hydrogène est remplacé par du deutérium ou du tritium.

Sûreté en matière de criticité nucléaire

Protection contre les conséquences d’un accident de criticité, préférablement par évitement de l’accident.

Système absorbeur de neutrons

Toute combinaison d’absorbeurs de neutrons fixes, de modérateurs fixes et d’autres matières auxquelles une fonction de sûreté en matière de criticité est assignée.

Technique de calcul validée

Technique de calcul qui a été validée en accord avec la section 2, Sûreté en matière de criticité nucléaire dans les opérations avec des matières fissiles hors réacteurs .

Unité de combustible

Élément de base manipulé, stocké ou transporté. Peut consister en un assemblage de barres de combustible, de combustible épuisé en conteneur ou de barres de combustible consolidé.

Uranium naturel

Lorsque l’on fait références à l’uranium naturel dans le présent guide réglementaire, il faut l’interpréter comme signifiant de l’uranium dans lequel la concentration de l’isotope ²³⁵U est égale ou inférieure à 0,71 % en poids.

Vérification

Établissement de la confirmation de la véracité ou de l’exactitude d’un fait par investigation, comparaison avec une norme ou référence aux faits.

Références

1. Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). GD-327 Directives de sûreté en matière de criticité nucléaire. Ottawa, 2009 [not yet released].
2. AIEA Safety Standards, Safety of Fuel Cycle Facilities, IAEA DS 316, 24 August 2006.
3. AIEA Safety Standards, Safety of Uranium Fuel Fabrication Facilities, IAEA DS 317, 28 August 2006.
4. AIEA, Collection Normes de sécurité, n^o GS-R-2, Préparation et intervention en cas de situation d’urgence nucléaire ou radiologique, Exigences relatives à la sûreté, AIEA, Vienne, 2002.
5. Santé Canada, Lignes directrices canadiennes sur les interventions en situation d’urgence nucléaire, H46-2/03-326E, Ottawa, Nov. 2003.
6. CSA Association canadienne de normalisation, Norme N292.2-07, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié.
7. CSA, Norme N292.3-2008, Gestion des déchets radioactifs de faible et de moyenne activité.
8. Nuclear energy–Fissile materials–Principles of criticality safety in storing, handling, and processing , ISO 1709:1995(E).
9. Nuclear energy – Performance and testing requirements for criticality detection and alarm systems, ISO 7753:1987(E).
10. Nuclear fuel technology - Administrative criteria related to nuclear criticality safety, ISO 14943:2004(E).
11. Commission électrotechnique internationale (CEI). CEI Norme 860, Équipement de signalisation des accidents de criticité. Geneva, 1987.
12. LA-13638, A Review of Criticality Accidents, 2000 Revision.
13. AIEA, Collection Normes de sécurité n^o TS-R-1, Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, 2009.
14. AIEA, Collection Normes de sécurité n^o TS-G-1.1 (Rev. 1), Advisory Material for the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material, 2008.
15. CCSN, RD-364 Guide d’approbation des colis de transport du Type B(U) et des colis transportant des matières fissiles Canada—États-Unis , mars 2009.
16. American National Standards Dosimetry for Criticality Accidents, ANSI N13.3-1969 (R1981)