Section G - Sûreté de la gestion des combustibles usé

G.1 Objet de la section

Cette section se rapporte aux dispositions des articles 4 (Prescriptions générales de sûreté) à 10 (Stockage définitif du combustible usé). On y trouvera une description complète de la gestion du combustible usé au Canada. Toutes les étapes de la gestion du combustible usé comportent des défenses efficaces pour protéger les personnes, la société et l'environnement contre les effets nuisibles des rayonnements ionisants.

En plus d'une description des installations et de leur fonctionnement normal, la présente section offre un aperçu des mesures et des activités de surveillance mises en place pour prévenir les accidents ayant des conséquences radiologiques et atténuer celles-ci dans le cas où de tels accidents se produiraient. L'information contenue dans la section démontre que les exigences des normes de sûreté applicables suivantes de l'AIEA sont satisfaites.

Article 4 - Prescriptions générales de sûreté - Publications nos NS-R-1, WS-R-1 et WSR-2 de la collection Normes de sûreté de l'AIEA

Article 6 - Choix du site des installations en projet - Publication no NS-R-3 de la collection Normes de sûreté de l'AIEA

Article 7 - Conception et construction des installations - Publications nos NS-R-1 et WSR-1 de la collection Normes de sûreté de l'AIEA

Article 8 - Évaluation de la sûreté des installations - Publications nos NS-R-1 et WS-R-1 de la collection Normes de sûreté de l'AIEA, et publication no 115 de la collection Sécurité de l'AIEA

Article 9 - Exploitation des installations - Publications nos NS-R-1, WS-R-1 et WS-R-2 de la collection Normes de sûreté de l'AIEA, et publication no 115 de la collection Sécurité de l'AIEA

Article 10 - Stockage définitif du combustible usé - Publication no WS-R-1 de la collection Normes de sûreté de l'AIEA

G.2 Centrales nucléaires

Au Canada, le combustible usé est stocké à sec ou en piscine sur le site où il a été produit. Il est placé dans des bassins remplis d'eau dès sa sortie du réacteur. L'eau le refroidit et sert d'écran contre le rayonnement. Après avoir séjourné plusieurs années en piscine - de six à dix ans, selon les besoins spécifiques au site et les contrôles administratifs de l'organisation - et lorsqu'il produit moins de chaleur, le combustible usé peut ensuite être transféré à une installation de stockage à sec sur le site. Ces installations de stockage à sec sont constituées de grands cylindres ou de conteneurs de stockage à sec en béton armé. Au Canada, chaque centrale nucléaire dispose d'assez d'espace pour stocker tout le combustible usé produit pendant la durée de vie de la centrale. Un réacteur nucléaire CANDU de 600MW produit environ 20 m³ de combustible usé par année.

G.3 Combustible CANDU

Toutes les grappes de combustible CANDU sont constituées de pastilles d'oxyde d'uranium naturel placées dans un tube (gaine) fait d'un alliage de zirconium (le zircaloy-4). Chaque élément, ou crayon, contient normalement 30 pastilles. Chaque grappe a un diamètre nominal maximal de 102 mm et une longueur totale de 495 mm, et pèse 23,6 kg, dont 21,3 kg d'oxyde d'uranium. Une centrale nucléaire fonctionnant entre 80 % et 95 % de sa capacité, utilise entre 4 500 et 5 400 grappes de combustible par réacteur qui sont ajoutées chaque année aux piscines de stockage.

G.4 Réacteurs de recherche

Comme contribution au régime international, le Canada a apporté son savoir-faire et son point de vue à l'élaboration de deux documents de l'AIEA, le Code de conduite pour la sûreté des réacteurs de recherche et les Exigences de sûreté pour les réacteurs de recherche. Ces documents aideront à renforcer le cadre réglementaire régissant le fonctionnement sûr des réacteurs de recherche au Canada.

Au mois de mars 2008, huit réacteurs de recherche étaient en activité au Canada. Cinq d'entre eux sont des réacteurs de type SLOWPOKE-2 conçus par EACL. Sur les cinq, quatre sont situés dans des universités canadiennes : un en Ontario au Collège militaire royal du Canada, un au Québec à l'École Polytechnique, un en Alberta à l'Université de l'Alberta et un en Nouvelle-Écosse à l'Université Dalhousie. Le dernier réacteur SLOWPOKE se trouve en Saskatchewan et est géré par le Saskatchewan Research Council.

Sur les trois réacteurs de recherche restants, l'un est un réacteur de 5 MW de type piscine à l'Université McMaster, les deux autres, soit le réacteur national de recherches universel (NRU) et le réacteur Zero Energy Deuterium-2 (ZED-2), sont situés aux LCR d'EACL. Dans le passé, les réacteurs de recherche utilisaient typiquement de l'uranium hautement enrichi (UHE), mais au cours des dix dernières années certains d'entre eux ont été convertis à l'uranium faiblement enrichi (UFE). Cette conversion est conforme au programme de réduction de l'enrichissement pour les réacteurs de recherche du U.S. Department of Energy. Ce programme vise la conversion de tous les réacteurs de recherche UHE au combustible UFE. Le combustible UHE utilisé dans les réacteurs canadiens provient des États-Unis.

G.4.1 Déchets de combustible nucléaire des réacteurs de recherche

Deux des cinq réacteurs SLOWPOKE-2 canadiens utilisent de l'UFE (moins de 20 % de 235U); tous les autres utilisent de l'UHE. Les noyaux de tous les réacteurs SLOWPOKE-2 sont préassemblés et ne peuvent être modifiés par les titulaires de permis. Les noyaux durent de nombreuses années, la baisse de réactivité du combustible étant compensée par l'ajout de réflecteurs en béryllium. Lorsque la réactivité réduite ne peut plus être compensée par cette méthode (habituellement au bout de 20 à 30 ans, selon l'usage), on enlève le noyau complet et on expédie le combustible usé au complexe des LCR d'EACL pour stockage ou on le retourne aux États-Unis. Le combustible peut également être déplacé si l'installation est déclassée ou le réacteur converti à l'UFE.

Les déchets et le combustible usé produits par les réacteurs des LCR sont stockés sur place. Le combustible usé produit par le réacteur NRU est stocké dans des piscines jusqu'à ce qu'il puisse être transféré dans la zone de gestion des déchets « B » décrite à l'annexe 4. Le réacteur ZED-2 est utilisé à l'occasion seulement et sert principalement aux essais visant à établir les caractéristiques des prototypes de combustible.

Le réacteur de recherche de l'Université McMaster (MNR) a récemment été entièrement converti à l'UFE. Une partie du combustible UFE provient de France. Tout le combustible usé du MNR (tant UHE que UFE), quelle que soit son origine, est expédié à Savannah River, aux États-Unis.

G.5 Combustible servant à la production d'isotopes médicaux

Ce type de combustible n'est pas inclus dans le rapport parce qu'il est retraité en vue de l'extraction des isotopes utilisés à des fins médicales. Conformément au paragraphe 1 de l'article 3, il n'entre pas dans le champ d'application de la Convention commune.

G.6 Stockage du combustible usé

Au Canada, tout le combustible usé est stocké sur le site où il a été produit, à quelques exceptions près :

• les petites quantités transportées à des installations de recherche à des fins d'expérimentation ou d'examen, et qui sont stockées sur place;
• le combustible du réacteur NPD (Nuclear Power Demonstration), qui est stocké au complexe voisin des LCR d'EACL.

Tous les réacteurs de puissance canadiens sont dotés de bassins ou piscines de stockage du combustible usé à proximité. Le combustible usé est stocké soit dans les bassins de stockage soit dans des installations de stockage à sec sur les lieux de sa production. La seule exception est le combustible usé produit à l'installation nucléaire NPD, aujourd'hui fermée, et qui a été transféré aux LCR d'EACL, où il a été placé dans une installation de stockage à sec. Veuillez vous reporter aux sections D.8 et D.9 pour une carte de ces emplacements.

Des bassins secondaires ou auxiliaires ont également été construits à Pickering-A, Bruce-A et Bruce-B pour augmenter le volume de stockage. Depuis 1990, la technologie du stockage à sec est utilisée pour accroître la capacité de stockage temporaire sur place. En outre, le combustible usé produit par les premiers prototypes de réacteurs, maintenant déclassés, est entreposé dans des installations de stockage à sec sur place. Le combustible des réacteurs de recherche est stocké dans des silos, enfouis ou non, aux installations de gestion des déchets des LCR et des LW.

Les structures spéciales, silos, conteneurs de stockage à sec MACSTOR et OPG étaient initialement conçus pour une durée de vie de 50 ans, mais pourraient durer beaucoup plus longtemps. Ces structures sont rigoureusement surveillées; dans l'éventualité d'une défaillance, le combustible usé peut être récupéré et transféré dans une structure neuve.

Les installations de stockage à sec sont agréées pour une durée limitée. Les permis délivrés par l'organisme de réglementation canadien ne sont généralement valides que pour une période de cinq à dix ans. Au moment du renouvellement, la CCSN examine le rendement opérationnel de l'installation de stockage à sec pour déterminer si elle peut continuer à fonctionner de manière sûre pour une durée supplémentaire - généralement une nouvelle période de cinq ans. Cette situation pourrait persister jusqu'à ce qu'une installation de gestion à long terme devienne disponible.

G.7 Méthodes de gestion du combustible usé

Au Canada, le cycle du combustible est un processus à passage unique (le combustible n'est pas retraité en vue du recyclage de l'uranium et du plutonium, et aucune activité en ce sens n'est prévue). La question de l'élaboration et du choix d'une approche de gestion à long terme du combustible usé est traitée à la section G.17.

G.7.1 Exigences en matière de stockage du combustible usé

Les installations de manutention et de stockage du combustible usé doivent fournir les éléments suivants :

• confinement;
• blindage;
• dissipation de la chaleur de décroissance;
• prévention de la criticité;
• protection de l'intégrité du combustible pour la durée de stockage requise;
• espace suffisant pour le chargement, la manutention et la récupération;
• protection mécanique pendant la manutention et le stockage;
• respect du régime des garanties et des dispositions de sécurité;
• stabilité matérielle et résistance aux conditions extrêmes du site.

L'Association canadienne de normalisation (CSA) a produit une norme (CSA N292.2-96, Entreposage à sec provisoire du combustible irradié) dans laquelle sont précisées les pratiques optimales touchant le choix d'un emplacement, la conception, la construction, la mise en service, l'exploitation et le déclassement sûrs des installations de stockage à sec du combustible irradié et de l'équipement connexe. Le secteur nucléaire canadien utilise cette norme comme guide pour faciliter le processus d'autorisation.

G.8 Sûreté de la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs

Au Canada, la gestion du combustible usé, des déchets radioactifs et des installations associées est réglementée de façon similaire. L'approche adoptée en matière de sûreté et d'autorisation est régie par les exigences des dispositions de la LSRN et de ses règlements d'application.

G.8.1 Exigences générales en matière de sûreté

Le Canada s'assure que les personnes, la société et l'environnement sont protégés de façon adéquate au cours de toutes les phases de la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs. Cette protection est assurée par le régime réglementaire canadien. L'approche du Canada en matière de sûreté de la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs est conforme aux lignes directrices fournies dans les guides de sûreté et les codes de pratique de l'AIEA.

G.8.2 Processus d'autorisation canadien

Le processus canadien d'autorisation repose sur la délivrance de permis pour le choix de l'emplacement, la construction, l'exploitation, le déclassement et l'abandon. Aucune phase ne peut aller de l'avant sans le dépôt d'une demande de permis, des documents, des évaluations et des approbations pertinents. Voir la section E.4 pour une description détaillée du régime complet d'autorisation au Canada.

G.8.3 Principes de base en matière de protection et de sûreté

Le principal objectif de la réglementation touchant la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs est d'assurer que les installations et les activités ne posent pas de risques indus pour la santé, la sûreté, la sécurité et l'environnement. La réglementation du combustible usé et des déchets radioactifs peut être subdivisée comme suit :

• exigences générales de rendement;
• principes généraux de conception et d'exploitation;
• critères de rendement.

G.8.4 Exigences générales de rendement

On trouve trois exigences générales de rendement :

• le demandeur doit prendre des dispositions adéquates pour protéger l'environnement, préserver la santé et la sécurité des personnes, et assurer le maintien de la sécurité;
• le demandeur doit se conformer à l'ensemble des lois, des règlements et des limites applicables (c.-à-d. les limites de dose, le principe ALARA, etc.);
• le demandeur doit assurer ou démontrer la conformité par des essais, des analyses, des programmes de surveillance, des registres, des données, des rapports, etc.

G.8.5 Principes généraux de conception et d'exploitation

On trouve deux grands principes en matière de conception et d'exploitation :

• l'utilisation de barrières artificielles multiples pour assurer un confinement adéquat du combustible usé et des déchets radioactifs, ainsi que leur isolement par rapport aux personnes et à l'environnement dans des conditions normales et anormales;
• le recours à des procédés et des contrôles administratifs pour améliorer et surveiller le rendement des barrières artificielles.

G.8.6 Critères de rendement

Les critères de rendement acceptés par la CCSN sont les suivants :

• l'intégrité structurelle doit être maintenue au cours de la durée de vie de l'ouvrage;
• les champs de rayonnement à un mètre de la structure de stockage et au périmètre de l'installation doivent être tels que les limites réglementaires d'exposition du public et des travailleurs ne sont pas dépassées;
• le conteneur de stockage doit conserver la même capacité de blindage pendant toute sa durée de vie;
• le conteneur de stockage ne doit présenter aucune fuite importante de contaminants radioactifs ou dangereux au cours de sa durée de vie;
• dans des conditions normales, le conteneur de stockage ne doit subir ni inclinaison ni coup important;
• les systèmes de garanties et de sécurité physique du contenu et des composants de l'installation doivent être maintenus.

G.8.7 Exigences de sûreté

Les installations de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs doivent être exploitées d'une manière sûre, de façon à protéger l'environnement et à préserver la santé et la sécurité des travailleurs et du public. Les composants de systèmes qui peuvent nécessiter un entretien périodique doivent être facilement accessibles, et être conçus de manière à permettre un entretien sûr et efficace.

Les exigences de sûreté qui s'appliquent aux installations de combustible usé et de déchets radioactifs sont les suivantes :

• la sûreté-criticité;
• la radioprotection;
• la sécurité physique et le régime des garanties;
• la sécurité au travail.

G.8.7.1 Sûreté-criticité

Les exigences de sûreté-criticité doivent s'appliquer aux conditions normales et anormales. On doit effectuer une analyse de criticité lorsqu'on stocke ou manipule du combustible usé. Cette analyse doit clairement démontrer que le stockage et la manutention du combustible usé ou des déchets radioactifs sont sûrs (c.-à-d. qu'aucune situation de criticité ne doit survenir accidentellement dans des conditions normales ou anormales crédibles). L'analyse d'une installation doit prendre en considération les conséquences hors site d'événements de criticité improbables ou fortuits et démontrer que ces conséquences ne violent pas les critères d'évacuation de la population établis par les normes internationales (Norme de sûreté GS-R-2 de l'AIEA) et les lignes directrices nationales (Lignes directrices canadiennes sur les interventions en situation d'urgence nucléaire).

G.8.7.2 Conception des installations

Les systèmes de stockage du combustible usé et des déchets radioactifs sont conçus de manière à réduire l'exposition professionnelle et les rejets radioactifs dans l'environnement, conformément au principe ALARA. L'exigence réglementaire actuellement applicable veut que les débits de dose aux limites de la zone de stockage ou en tout point accessible à l'intérieur de la zone de stockage doivent être maintenus sous le seuil réglementaire s'appliquant aux travailleurs ou aux membres du public.

À l'heure actuelle, toutes les installations de gestion de combustible usé et de déchets radioactifs fonctionnent à une petite fraction de la limite réglementaire applicable au public.

G.8.7.3 Sécurité physique et régime des garanties

La CCSN contrôle et évalue l'efficacité des mesures de sécurité en place pour les installations nucléaires et les substances nucléaires, et fournit conseils et assistance aux titulaires de permis relativement à l'application appropriée du RSN. La CCSN administre l'entente entre le Canada et l'AIEA touchant l'application du régime des garanties aux activités nucléaires au Canada. Le but de cette entente est de vérifier que les obligations du Canada en vertu du Traité de non-prolifération sont satisfaites. Le personnel de la CCSN coordonne l'accès et les activités des inspecteurs de l'AIEA autorisés à effectuer les inspections aux installations nucléaires canadiennes en vertu du régime des garanties. L'exploitant d'une installation de gestion du combustible usé est requis, en vertu de l'alinéa 5h) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, d'indiquer dans sa demande de permis de construction les mesures proposées pour faciliter le respect du régime des garanties au Canada.

G.8.7.4 Sécurité au travail

Le titulaire de permis doit prendre en considération la santé et la sécurité des travailleurs à toutes les phases du cycle de vie d'une installation de gestion du combustible usé et des déchets radioactifs. La manutention des matières dangereuses doit satisfaire à toutes les lois fédérales et provinciales applicables.

G.9 Protection des installations existantes

La sûreté des installations de gestion du combustible usé qui existaient au moment de l'entrée en vigueur de la Convention commune était assurée par le régime réglementaire canadien puisque toutes les installations devaient détenir un permis de la CCSN. L'exploitation de ces installations doit en conséquence être en conformité avec les exigences de la LSRN, de ses règlements et des conditions de permis.

Les installations destinées au stockage du combustible usé et des déchets radioactifs ont été conçues de manière à ne pas rejeter d'effluents dans l'environnement. Le rejet d'effluents provenant du traitement du combustible usé ou des déchets radioactifs (p. ex. l'incinération de déchets radioactifs combustibles) fait l'objet de contrôles visant à assurer que les rejets ne dépassent pas les limites réglementaires. Tous les rejets en provenance d'installations nucléaires doivent être conformes aux dispositions de la LSRN et de ses règlements et, le cas échéant, aux conditions de permis.

G.10 Protection et choix de l'emplacement des installations proposées

Tel qu'indiqué à la section E.3.2, les installations de stockage du combustible usé sont considérées comme des installations nucléaires de catégorie I aux termes du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, qui prévoit plusieurs phases d'agrément pour ce type d'installations :

• permis de préparation de l'emplacement;
• permis de construction;
• permis d'exploitation;
• permis de déclassement;
• permis d'abandon.

L'article 4 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I énonce les exigences à satisfaire pour l'obtention du permis d'emplacement d'une installation nucléaire de catégorie I. Le demandeur doit également fournir les renseignements spécifiés à l'article 3 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires ainsi qu'à l'article 3 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I.

G.10.1 Programmes d'information du public

Les demandeurs de permis et exploitants agréés d'installations nucléaires de catégorie I et de mines et usines de concentration d'uranium sont tenus par la réglementation d'organiser des programmes d'information du public sur leurs activités. La CCSN a publié un guide contenant des renseignements généraux sur les règles touchant les programmes d'information du public. Ce document, intitulé G-217, Les programmes d'information publique des titulaires de permis, est disponible sur le site Web de la CCSN, à l'adresse suretenucleaire.gc.ca.

Par exemple, sur son site de Bruce, OPG exploite l'Installation de gestion des déchets de l'Ouest (IGDO) qui reçoit tous les déchets faiblement et moyennement radioactifs de tous les 20 réacteurs nucléaires d'OPG, y compris ceux loués à Bruce Power. En outre, l'IGDO comprend des installations de stockage à sec servant à la gestion provisoire du combustible usé venant des réacteurs de Bruce. Comme on peut le voir à la section H.7.1.1, OPG dispose d'un vaste programme d'information publique à son site de Bruce. OPG exploite également des installations de stockage à sec de combustible usé à ses centrales nucléaires Darlington et Pickering. Les programmes d'information publique à ces sites sont intégrés aux programmes d'information publique concernant les centrales et font appel à peu près aux mêmes méthodes que celles employées au site de Bruce, soit les brochures, les bulletins d'information, les visites, les séances d'information, les médias et le Web. Les centres d'information de Darlington et de Pickering ont également monté des présentoirs décrivant le stockage à sec du combustible usé.

G.10.2 Accords internationaux avec les pays voisins susceptibles d'être touchés

Le régime réglementaire canadien n'oblige pas les promoteurs des installations nucléaires susceptibles d'avoir des incidences sur les États-Unis à consulter le gouvernement ou le public américains concernant l'emplacement proposé de telles installations.

Le Canada et les États-Unis sont toutefois tous deux signataires de la Convention sur l'évaluation de l'impact sur l'environnement dans un contexte transfrontière (signée à Espoo, Finlande, le 25 février 1991). En signant cette convention internationale, ils ont reconnu être liés par ses dispositions. La ratification oblige la « partie d'origine » :

• à prendre « toutes mesures appropriées et efficaces pour prévenir, réduire et combattre l'impact transfrontière préjudiciable important que des activités proposées pourraient avoir sur l'environnement » (notamment le choix de l'emplacement, la construction et l'exploitation d'installations nucléaires);
• à veiller à ce que l'activité proposée « soit notifiée aux parties touchées »;
• à « offrir au public des zones susceptibles d'être touchées la possibilité de participer aux procédures pertinentes d'évaluation de l'impact sur l'environnement des activités proposées, et veiller à ce que la possibilité offerte au public de la partie touchée soit équivalente à celle qui est offerte à son propre public »;
• à inclure dans sa notification « des renseignements sur l'activité proposée, y compris tout renseignement disponible sur son éventuel impact transfrontière ».

Le gouvernement du Canada et le gouvernement des États-Unis d'Amérique, en collaboration avec les gouvernements des états et des provinces, sont également tenus de mettre en place des programmes de réduction, de limitation et de prévention de la pollution émise par les sources industrielles, ce qui comprend des mesures visant à limiter les rejets de substances radioactives dans le réseau des Grands Lacs. Ces obligations ont été contractées en vertu de l'Accord relatif à la qualité de l'eau dans les Grands Lacs tel qu'il a été modifié par le protocole signé le 18 novembre 1987.

La CCSN et la Nuclear Regulatory Commission des États-Unis, en tant qu'organismes nationaux de réglementation de leurs pays respectifs, entretiennent une relation de coopération et de consultation qui remonte aux années 1950. Le 15 août 1996, elles ont conclu une entente administrative bilatérale de « coopération et d'échange d'information sur des questions de réglementation nucléaire ». Cet engagement comprend, dans la mesure permise par les lois et les politiques en vigueur, l'échange de certains renseignements techniques qui « concernent la réglementation relative aux questions de santé, de sûreté, de sécurité, de garanties, de gestion des déchets et de protection de l'environnement, dans le cadre de l'emplacement, de la construction, de la mise en service, de l'exploitation et du déclassement de toute installation nucléaire désignée » au Canada et aux États-Unis.

G.11 Conception et construction d'installations et évaluation de leur sûreté

Une fois le choix de l'emplacement autorisé, la deuxième étape du processus d'autorisation d'une installation nucléaire est la demande du permis de construction.

Les exigences relatives au permis de construction d'une installation nucléaire de catégorie I sont énumérées à l'article 5 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Le demandeur doit également fournir les renseignements spécifiés à l'article 3 du RGSRN, ainsi qu'à l'article 3 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I . La demande de permis doit comprendre des renseignements sur la conception proposée (y compris les systèmes et leurs composants), le programme d'AQ proposé, les effets éventuels sur l'environnement et les mesures de prévention des rejets, une stratégie de gestion des déchets et un plan préliminaire de déclassement (voir la section F.8).

Avant la construction d'une nouvelle installation de stockage de combustible usé, la présentation d'une demande de permis à la CCSN pourrait exiger que cette dernière entreprenne une EE avant de rendre une décision. La LCEE exige que, dès les phases précoces du projet, une évaluation environnementale intégrée couvrant les effets possibles sur les personnes, la société et l'environnement - à tous les stades du permis - soit effectuée. La LCEE est décrite plus en détail à l'annexe 2.5. À la fin du mécanisme d'évaluation environnementale, s'il apparaît que le projet est peu susceptible de causer des effets négatifs importants sur l'environnement, le processus d'attribution de permis peut se poursuivre.

Le guide d'application de la réglementation G-320, Évaluation de la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs (voir la section B.6) aide les titulaires et les demandeurs de permis à évaluer la sûreté à long terme du stockage et de l'évacuation du combustible usé et des déchets radioactifs.

G.12 Exploitation des installations

La troisième étape du processus d'autorisation est la demande du permis d'exploitation.

Les exigences relatives à l'exploitation d'une installation nucléaire de catégorie I sont spécifiées à l'article 6 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Le demandeur doit également fournir les renseignements énumérés à l'article 3 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, ainsi qu'à l'article 3 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I. Les renseignements demandés visent, notamment, le rapport de l'analyse de la sûreté, le programme de mise en service, les mesures pour prévenir ou atténuer les rejets de substances nucléaires et de matières dangereuses dans l'environnement, et un plan préliminaire de déclassement.

Le permis d'exploitation exige également que le titulaire de permis tienne un registre des résultats :

• des programmes de surveillance des rejets et de surveillance environnementale;
• des procédures d'exploitation et d'entretien;
• du programme de mise en service;
• des programmes d'inspection et d'entretien;
• de la nature et de la quantité de rayonnements, de substances nucléaires et de matières dangereuses à l'intérieur de l'installation nucléaire;
• de la situation de chaque travailleur du point de vue de ses qualifications, de sa requalification et de sa formation.

G.13 Surveillance des installations de stockage à sec du combustible usé

Les installations de stockage à sec doivent avoir un programme de surveillance du rendement opérationnel. Ce programme permet d'évaluer l'efficacité de chaque barrière, ainsi que de l'ensemble du système de confinement, du point de vue :

• des critères de sûreté établis;
• des normes liées aux répercussions possibles sur la santé et la sécurité des personnes, sur le biote et sur l'environnement.

Le programme de surveillance d'une installation de stockage à sec doit permettre de déceler rapidement toute condition dangereuse ou toute dégradation des structures, des systèmes et des composants qui pourraient susciter un état dangereux. Un programme de surveillance type pour une installation de stockage à sec de combustible usé peut inclure les éléments suivants :

• la surveillance du rayonnement gamma;
• le contrôle des silos en vue de la vérification de l'étanchéité des paniers et du revêtement intérieur;
• la surveillance des effluents (y compris les émissions dans l'air et sous forme liquide);
• un programme de surveillance environnementale.

G.13.1 Expérience en surveillance du rayonnement gamma

On procède régulièrement à la surveillance du rayonnement gamma au moyen d'un gammamètre portatif en des points appropriés à l'intérieur de la zone clôturée de l'installation de stockage à sec et sur tous les côtés des conteneurs de stockage à sec, ou au moyen de dosimètres thermoluminescents (DTL) fixes permettant de surveiller les champs cumulatifs. L'expérience acquise montre que le rayonnement gamma aux installations de stockage à sec est de beaucoup inférieur aux prévisions élaborées lors de la phase de conception.

G.13.2 Expérience en vérification de l'étanchéité

Pour vérifier l'étanchéité des paniers de combustible usé de type EACL et des conteneurs en béton, on raccorde une pompe à la cavité formée par le revêtement intérieur et on fait circuler l'air dans des filtres. Une humidité excessive indique une fuite au revêtement ou une accumulation d'eau causée par les activités antérieures au scellement du silo. La présence de radioactivité indique une fuite à un panier. Pour les conteneurs de stockage à sec de type OPG, on vérifie l'étanchéité au moyen de tests de fuite d'hélium avant que les conteneurs ne soient placés en entreposage. Les activités de gestion du vieillissement ultérieur donnent l'assurance que l'état du conteneur et l'intégrité de la soudure ne sont pas compromis et que l'hélium ne peut s'échapper.

L'expérience acquise jusqu'à maintenant montre que les produits de fission contenus dans les grappes de combustible sont confinés de façon efficace par les diverses structures et composantes de stockage à sec actuellement utilisées au Canada.

G.13.3 Expérience en surveillance de l'environnement

Toutes les centrales nucléaires ainsi que les installations de recherche d'EACL ont un programme de surveillance environnementale. Ce programme s'applique notamment aux installations de stockage à sec du combustible usé qui se trouvent sur le site. Le programme de surveillance environnementale :

• fournit une indication rapide de l'apparition ou de l'accumulation de toute substance radioactive dans l'environnement;
• vérifie l'adéquation et le bon fonctionnement des mesures de contrôle et des programmes de surveillance des effluents;
• fournit une estimation de l'exposition réelle au rayonnement de la population environnante;
• fournit une assurance que les répercussions sur l'environnement sont connues et se situent dans les limites prévues;
• fournit une capacité de surveillance prête à intervenir en vue de l'évaluation rapide du risque pour le grand public en cas de rejet imprévu ou accidentel de substances radioactives.

L'expérience montre que les installations de stockage à sec de combustible usé au Canada fonctionnent de façon sûre et dans le respect des limites réglementaires prescrites.

G.13.4 Expérience en surveillance des effluents

G.13.4.1 EACL

Les paniers de combustible d'EACL sont chargés sous l'eau dans l'un des bassins de stockage du combustible usé de la centrale. Le panier de combustible chargé est soulevé dans une station de travail blindée. Pendant la levée du panier, un anneau pourvu de buses de pulvérisation lave la chaîne et le panier au moyen d'eau déminéralisée pour nettoyer ces éléments lorsqu'ils émergent du bassin de stockage du combustible usé. Tous les liquides sont retournés dans la piscine. Une fois dans la station de travail blindée, le panier chargé est séché à l'air et est scellé par soudage. Le système de séchage à l'air se compose :

• de deux réchauffeurs d'air;
• de soufflantes, de filtres à haute efficacité (HEPA);
• de conduites connexes;
• de registres.

L'air chaud est soufflé par une conduite en col de cygne et expulsé dans le plénum formé du couvercle du panier et du plateau tournant. L'air de reprise est filtré avant d'être rejeté dans le système de ventilation du bassin de stockage. Les résultats de la surveillance indiquent que les activités liées au stockage à sec ne provoquent pas une augmentation sensible de la concentration de particules dans le système de ventilation. La manutention des paniers de combustible au-dessus des bassins se fait sous ventilation active et tous les liquides extraits par le séchage du combustible usé retombent dans la piscine. Ainsi, le transfert des paniers chargés vers l'installation de stockage à sec ne produit aucun effluent gazeux ou liquide. Une fois arrivé à l'installation de stockage à sec, les paniers sont placés dans un cylindre de stockage et un couvercle est soudé en place. Les résultats de la surveillance indiquent que les paniers chargés dans les cylindres de stockage scellés ne génèrent pas de niveaux importants d'effluents gazeux ou liquides.

G.13.4.2 OPG

Les conteneurs de stockage à sec d'OPG sont remplis sous l'eau dans le bassin de stockage du combustible usé, puis ils sont décontaminés, égouttés et séchés. On leur fixe ensuite une pince de transfert avant de les sceller provisoirement pour les déplacer sur le site. La zone des bassins de stockage est dotée d'un dispositif de ventilation active et tous les liquides extraits par l'égouttement et le séchage à vide sont retournés au bassin de stockage du combustible. L'installation de stockage à sec comporte un atelier affecté au traitement des conteneurs de stockage à sec équipé des systèmes spécialisés suivants :

• système de soudage de fermeture et systèmes connexes;
• système de radiographie par rayons X;
• système de séchage à vide;
• système de remplissage à l'hélium;
• système de détection des fuites d'hélium.

Il y aurait un risque de contamination atmosphérique dans le cas où une contamination à la surface du conteneur de stockage à sec passait dans l'atmosphère ou encore si le gaz enfermé dans le conteneur de stockage à sec fuyait (ce gaz pourrait, par exemple, contenir du krypton 85 et des particules radioactives). Les processus susceptibles d'y donner lieu sont les suivants :

• égouttage et séchage du conteneur de stockage à sec;
• enlèvement de la pince de transfert et du sceau provisoire;
• remplissage du conteneur de stockage à sec avec de l'hélium.

On utilise des moniteurs de particules en suspension et des radiamètres gamma pour déceler toute concentration anormale. L'atelier est doté d'un dispositif de ventilation composé de ventilateurs d'extraction, d'une batterie de filtres et d'une cheminée d'évacuation. Toute contamination sous forme d'aérosols radioactifs présente dans la conduite d'évacuation sera retirée par les filtres à haute efficacité (filtres HEPA) de l'installation de ventilation. Jusqu'à maintenant, les résultats de la surveillance de l'installation de stockage à sec du combustible usé de Pickering et de celle de Western n'ont révélé aucune concentration importante de particules dans l'air évacué par le dispositif de ventilation.

Puisque les conteneurs de stockage à sec sont complètement égouttés, séchés à vide et remplis d'hélium au bassin de stockage de la centrale, aucun rejet liquide n'est produit pendant le transfert à l'atelier de stockage à sec. Les surfaces extérieures des conteneurs sont décontaminées avant le transfert du bassin de stockage à l'atelier. Les opérations de décontamination de petites surfaces qui peuvent être effectuées dans l'atelier ne génèrent pas de liquides et aucun liquide n'est utilisé dans les zones de stockage. Comme aucun liquide n'est présent dans les conteneurs de stockage à sec et que la présence de contaminants sur les surfaces des conteneurs ou de l'installation n'est pas permise, les opérations de stockage à sec ne devraient produire aucun effluent liquide contaminé. L'entretien peut toutefois générer des effluents liquides dans la zone de traitement. Ces liquides sont échantillonnés et pompés dans le système de gestion des déchets liquides radioactifs de la centrale. Les résultats de la surveillance à l'installation de stockage à sec du combustible usé de Pickering indiquent que les effluents transférés au système de drainage des effluents radioactifs de la centrale n'affichent aucune radioactivité élevée.

G.14 Évacuation du combustible usé

À l'heure actuelle, le Canada ne possède pas d'installation d'évacuation du combustible usé. Toute proposition visant le choix de l'emplacement, la construction et l'exploitation d'une telle installation doit satisfaire aux exigences de la LCEE, de la LSRN et des règlements connexes.

G.15 Nouvelles installations

La seule installation nouvelle de gestion du combustible usé se trouve à la centrale nucléaire Darlington. Sa construction a été achevée en 2007 et elle est en service. En octobre 2007, l'organisme de réglementation a délivré un permis d'exploitation à OPG pour l'installation de gestion des déchets de Darlington. Elle comprend actuellement un bâtiment de manutention des conteneurs de stockage à sec et un bâtiment de stockage pouvant recevoir 500 conteneurs. OPG a reçu l'autorisation de construire deux bâtiments de stockage supplémentaires ayant une capacité de 1 000 conteneurs de stockage à sec additionnels.

Figure G.1 - Installation de gestion des déchets de Darlington

G.16 Installations proposées

Le combustible usé produit par les réacteurs de recherche au complexe des LCR d'EACL est actuellement stocké dans le sol dans des structures cylindriques en béton appelées « silos enfouis », dans la zone de gestion des déchets « B ». Le combustible initialement chargé dans ces structures de stockage, de 1963 à 1983, était constitué de combustibles prototypes de réacteur de recherche et incluait du combustible à l'uranium métal dont la résistance à la corrosion est inférieure à celle des combustibles d'alliage modernes. La surveillance et l'inspection de ces types anciens de combustible ont montré que certains des conteneurs et des combustibles se corrodaient.

EACL a l'intention de construire et d'exploiter une nouvelle station de stockage à sec en remplacement des silos enfouis contenant actuellement certains combustibles. Ces derniers se composent d'environ 700 barres de combustibles réacteurs prototypes et de recherche, d'une masse totale d'environ 22 tonnes. Le nouveau système de stockage à sec sera situé dans un bâtiment d'emballage et de stockage de combustible (ESC).

Ce bâtiment abritera une station d'emballage et de séchage à vide, ainsi qu'une structure de stockage surveillée. Le combustible sera retiré en restant placé dans son conteneur de stockage existant, lequel sera inséré dans un nouveau conteneur en acier inoxydable à ouverture d'aération, et sera séché avant d'être placé dans la structure de stockage surveillée. La structure sera conçue pour durer au moins 50 ans et fournira un stockage temporaire sûr pour le combustible conditionné, jusqu'à ce qu'une installation d'évacuation ou de stockage à long terme soit disponible.

G.17 Gestion à long terme du combustible usé

Cadre stratégique et légal

Depuis la création du programme CANDU, plusieurs méthodes de gestion à long terme des déchets de combustible nucléaire ont été étudiées. En 1977, une Commission royale a examiné différentes options de gestion à long terme pour le Canada. Par la suite, les gouvernements du Canada et de l'Ontario ont lancé officiellement un programme de gestion des déchets de combustibles nucléaires. EACL a été chargé d'élaborer un concept de dépôt du combustible usé en couches géologiques profondes dans la roche plutonique du Bouclier canadien. Pour sa part, Ontario Hydro (aujourd'hui Ontario Power Generation Inc.) a été chargé d'étudier et de mettre au point la technologie nécessaire pour l'entreposage et le transport du combustible usé et de fournir un appui technique à EACL pour la création du site d'enfouissement. En 1981, les gouvernements du Canada et de l'Ontario ont annoncé que la sélection d'un site d'enfouissement n'interviendrait qu'une fois que le concept d'évacuation serait agréé.

En 1994, EACL a soumis son Énoncé des incidences environnementales (EIE) du concept d'enfouissement en couches géologiques profondes à une Commission d'évaluation environnementale fédérale. Des organismes gouvernementaux, des organisations non gouvernementales et le public ont été appelés à y participer. Des audiences publiques furent tenues dans le courant de 1996 et 1997.

Le rapport de la Commission d'évaluation environnementale fédérale a été remis au gouvernement canadien en 1998. Il formulait des recommandations visant à aider le gouvernement fédéral à décider de la viabilité du concept d'évacuation et des mesures à prendre pour garantir la bonne gestion à long terme des déchets de combustible au Canada (Agence canadienne d'évaluation environnementale, 1998).

Le gouvernement fédéral a donné sa réponse au rapport de la Commission d'évaluation environnementale plus tard en 1998, annonçant les mesures qu'il imposerait aux producteurs et aux propriétaires de déchets de combustible nucléaire du Canada, notamment la création de la SGDN par les producteurs d'électricité nucléaire. En 2002, le Parlement canadien adoptait la LDCN, qui stipule que le gouverneur en conseil choisira une approche pour la gestion à long terme des déchets de combustible nucléaire à partir des options examinées par la SGDN. La LDCN contient notamment les dispositions suivantes :

• Les sociétés d'énergie nucléaire doivent créer une organisation de gestion des déchets chargée d'étudier et de proposer des méthodes de gestion des déchets de combustible nucléaire et de mettre en œuvre la proposition retenue par le gouverneur en conseil. L'étude devra comprendre une description technique, une comparaison des avantages, des risques et des coûts, ainsi que des considérations éthiques, sociales et économiques associées à chaque approche. Elle devra aussi préciser dans quelles régions économiques les installations nécessaires seront construites, ainsi que les plans pour leur mise en œuvre. L'organisation de gestion des déchets consultera le grand public, et en particulier les peuples autochtones, relativement à chacune des approches.
• L'organisation de gestion des déchets créera un comité consultatif dont les membres représenteront un large éventail de disciplines scientifiques et techniques, et engloberont des spécialistes des affaires publiques, des autres sciences sociales selon les besoins, ainsi que des savoirs autochtones traditionnels. Le comité devra également avoir des représentants des administrations locales et régionales, ainsi que des organisations autochtones qui seraient touchées par la méthode choisie en raison de l'emplacement des installations.

L'organisation de gestion des déchets soumettra dans un délai de trois ans à compter de l'entrée en vigueur de la loi une étude indiquant les méthodes proposées pour la gestion des déchets de combustible nucléaire, ainsi que sa recommandation finale. L'étude doit analyser les approches fondées sur les méthodes suivantes :

• une version modifiée de la méthode d'évacuation en couches géologiques profondes dans le Bouclier canadien proposée par EACL;
• le stockage sur les sites des réacteurs nucléaires;
• le stockage centralisé, en surface ou souterrain.

La LDCN chargeait le gouvernement fédéral d'examiner l'étude soumise par l'organisation de gestion des déchets, de choisir une approche de gestion à long terme parmi les options proposées et de superviser la mise en œuvre. RNCan supervisera l'exécution par la SGDN de la solution de gestion et veillera à ce que la LDCN soit respectée. La SGDN fera rapport chaque année au ministre des Ressources naturelles. Tous les trois ans - après le choix d'une approche par le gouverneur en conseil -, ce rapport devra comprendre un résumé des activités et un plan stratégique pour les cinq années suivantes.

Le plan canadien a maintenant commencé à se dérouler à l'intérieur de ce cadre légal.

En application de la LDCN, la SGDN a été mise sur pied en 2002 par les sociétés d'énergie nucléaire - OPG, HQ et Énergie NB. Sa première mission était de mettre au point, en concertation avec la population, une approche de gestion à long terme du combustible usé canadien qui soit socialement acceptable, techniquement réalisable, écologiquement responsable et économiquement viable. La SGDN a étudié différentes options entre 2002 et 2005.

En 2005, la SGDN a recommandé au ministre des Ressources naturelles l'approche GAP, qui représente une méthode technique ayant pour aboutissement le confinement centralisé du combustible usé dans un dépôt en couches géologiques profondes situé dans une formation rocheuse appropriée. Elle prévoit la surveillance continue du combustible et la possibilité de le récupérer pendant une période prolongée. Elle permet une étape optionnelle d'entreposage à faible profondeur dans un lieu central si les circonstances favorisent une telle centralisation avant que le dépôt géologique ne soit prêt.

Le système de gestion est axé sur une prise de décision progressive et adaptative. La flexibilité dans le rythme et les modalités de mise en œuvre du projet autorise une prise de décision séquentielle, appuyée à chaque étape sur l'apprentissage continu, la recherche-développement et le dialogue public. On recherchera une collectivité locale qui accepte, sur la base d'une bonne information, d'accueillir les installations centralisées. Un dialogue soutenu avec la population et les collectivités constitue un élément prépondérant du plan, la SGDN engageant une concertation continue avec les citoyens, les collectivités, les municipalités, tous les ordres de gouvernement, les organisations autochtones, les ONG, le secteur nucléaire et d'autres.

Le 14 juin 2007, après son examen de l'étude de la SGDN intitulée Choisir une voie pour l'avenir, le gouvernement du Canada a annoncé son choix de la méthode GAP pour la gestion à long terme du combustible usé au Canada.

Avec cette décision gouvernementale, la SGDN a assumé la responsabilité de la mise en œuvre de l'approche GAP. Elle s'est dotée des structures de gouvernance et du personnel requis pour assurer la supervision, les compétences et les capacités requises pour exécuter la GAP. Le conseil consultatif continue de fournir des avis conformément aux exigences de la LDCN et la SGDN remet chaque année son rapport au ministre des Ressources naturelles. Pour financer le plan, les propriétaires des déchets continuent de faire des versements réguliers aux fonds fiduciaires réservés établis en 2002. En 2008, la SGDN a soumis au ministre des Ressources naturelles une formule de financement et un calendrier de versement aux fonds fiduciaires. Voir la section K.4 pour plus de renseignements sur les plans de gestion à long terme du combustible usé.

La mise en œuvre de la GAP sera réglementée à toutes les étapes, la CCSN étant responsable de toutes les affaires réglementaires en vertu de la LDCN. La SGDN sera tenue de demander des permis à la CCSN pour la préparation du site, la construction, l'exploitation et le déclassement des installations d'enfouissement.

Pour plus de renseignements sur la stratégie de consultation du public, voir la section K.4.

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