Sommaires des rapports de recherche 2020–2021

Les rapports des entrepreneurs ne sont disponibles que dans la langue dans laquelle ils ont été présentés à la CCSN.

RSP-734.1, Élaboration d’un indice de fiabilité de la conformité probabiliste novateur pour la surveillance des centrales nucléaires

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) réalise des activités de réglementation conformément aux pouvoirs qui lui sont conférés par la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires dans le but d’évaluer la conformité des titulaires de permis aux exigences réglementaires. Le fondement d’autorisation établit les conditions limites du rendement acceptable pour une centrale nucléaire et établit ainsi les bases du programme de vérification de la conformité de la CCSN. La CCSN mène des activités de vérification de la conformité pour confirmer que les titulaires de permis réalisent leurs activités autorisées conformément aux règlements et aux conditions précisées dans leurs permis. Dans le cadre du présent projet, les conclusions des activités de vérification de la conformité de la CCSN ont été suivies et des tendances ont été établies à partir de celles-ci afin d’élaborer un indice de rendement sur le respect des politiques et procédures par le titulaire de permis. Cet indice de rendement est appelé « indice de fiabilité de la conformité » (IFC).

Le principal objectif de ce projet était de mettre au point un indice de fiabilité de la conformité (IFC) pour permettre à la CCSN d’évaluer la conformité à la réglementation. Le projet visait à élaborer une approche probabiliste novatrice pour évaluer le degré de conformité programmatique des titulaires de permis aux politiques, procédures et règlements. L’IFC est avantageux pour la CCSN, car il s’intègre au processus global d’évaluation de la conformité des activités menées par le personnel de la CCSN, tant dans les domaines de sûreté et de réglementation (DSR) que dans les domaines particuliers (DP).

L’approche pour ce projet se fonde sur le principe de la théorie de la fiabilité qui est utilisée dans l’industrie nucléaire ainsi que dans nombre d’autres domaines de l’ingénierie et des sciences. Le présent projet s’est appuyé sur d’autres domaines de l’ingénierie et des sciences pour améliorer la façon dont les employés de la CCSN évaluent la conformité des titulaires de permis de centrales nucléaires au Canada. La méthode bayésienne a été utilisée pour l’IFC, car elle permet une évaluation systématique et transparente des renseignements incomplets ou incertains. Le présent rapport fournit tous les détails nécessaires sur la méthode d’évaluation bayésienne de l’IFC ainsi que de nombreux exemples et des analyses pertinentes. Il est prévu que les renseignements présentés dans ce rapport serviront de guide aux employés de la CCSN pour qu’ils utilisent efficacement la méthode de vérification de la conformité proposée. Les formules de calcul créées dans le cadre du projet peuvent facilement être implantées dans MS Excel.

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RSP-722.1, Examen par un expert indépendant de l’étude sur les mesures d’atténuation de Bruce Power

À la suite du renouvellement du permis d’exploitation de Bruce Power en 2018, on a ajouté dans le Manuel des conditions de permis une condition selon laquelle Bruce Power doit réaliser une évaluation des mesures d’atténuation crédibles pour les effluents thermiques et pour l’amélioration de l’impaction/entraînement du poisson. Afin de satisfaire à cette obligation, Bruce Power a présenté le 31 mars 2020 à la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) la version définitive d’une étude sur les mesures d’atténuation. La CCSN a retenu les services de Kinectrics Inc. pour réaliser un examen indépendant du rapport préliminaire de Bruce Power en 2019 et de sa version définitive de l’étude sur les mesures d’atténuation en 2020. De manière générale, cet examen visait à évaluer si l’objectif et l’intention de l’étude sur les mesures d’atténuation étaient respectés.

Kinectrics a achevé l’examen de la version définitive de l’étude sur les mesures d’atténuation de Bruce Power. Le rapport décrit en détail le vaste éventail de technologies pouvant permettre l’atténuation de l’impaction/entraînement et des problèmes de rejets thermiques à Bruce Power. Bruce Power dispose déjà d’une prise d’eau sous-marine qui minimise les incidences sur le poisson par comparaison avec les prises d’eau en surface communes. Dans ce contexte, il est difficile de justifier d’importantes solutions onéreuses aux problèmes d’impaction/entraînement et de rejets thermiques sans combiner la technologie à des économies opérationnelles ou à des gains de production additionnels.

Le rapport évaluait de manière suffisamment approfondie la plupart des mesures d’atténuation pratiques disponibles. Il répond aux objectifs de l’étude et fournit les renseignements nécessaires pour passer à l’étape suivante de l’évaluation. La méthode de l’évaluation était fondée sur des données scientifiques et a permis de fournir les renseignements requis pour achever la matrice d’atténuation. Cette dernière constitue un outil accepté pour établir l’ordre d’un éventail de technologies pouvant représenter des solutions à un problème. On recommande que toute évaluation future soit fondée sur des solutions pouvant aboutir à l’atténuation de l’impaction/entraînement du poisson et des incidences thermiques de la centrale en plus de réduire les débris ou les coûts d’exploitation de la centrale ou d’améliorer les efficiences opérationnelles afin de compenser les coûts associés aux mesures d’atténuation seules. Si le volume de moules zébrées ou d’algues dans l’eau de refroidissement pouvait être réduit ou si la hausse du rendement du condenseur pouvait être liée à ces mesures d’atténuation, on obtiendrait une technologie gagnante sur toute la ligne dont l’appui à tous les niveaux serait plus probable.

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RSP-718.2, Chimie environnementale de baies récoltées à l’état sauvage : chimie du dépôt et de l’absorption et évaluation de la santé humaine – Analyse en laboratoire

Le projet Baies sauvages est une collaboration de recherche entre la CCSN, l’Université d’Ottawa et l’Université de l’Alberta. Au nord de la Saskatchewan se trouvent des installations autorisées par la CCSN, particulièrement des usines et des mines d’uranium actives et déclassées. Dans ces régions, les communautés autochtones vivant à proximité récoltent des aliments et des baies sauvages, qui occupent une place importante dans leurs régimes traditionnels. Des échantillons de bleuets sauvages et du sol dans lequel ils poussaient ont été prélevés près d’installations autorisées par la CCSN dans le nord de la Saskatchewan. Les échantillons ont été analysés au moyen de méthodes extrêmement précises pour déterminer les types et les concentrations des éléments radioactifs et des métaux non radioactifs qu’ils contenaient. Des bleuets offerts sur le marché ont été recueillis dans des fermes et des supermarchés ontariens afin de comparer leurs résultats à ceux des échantillons de bleuets et de sol prélevés en Saskatchewan. Le présent projet de recherche vise à éclairer le processus décisionnel de la CCSN en matière de réglementation et à appuyer de futures communications avec les communautés autochtones au sujet des risques pour la santé humaine.

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RSP-715.1, Déterminer les limites de la section III, division 5 du code de l’ASME pour les concepts de PRM de pointe

De nombreux concepts de petits réacteurs modulaires (PRM) examinés par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) fonctionnent à des températures pouvant atteindre 750 °C, alors que les conditions d’accident peuvent dépasser 1000 °C. Les fournisseurs ont suggéré de fonder la conception et la construction de ces PRM sur la section III, division 5 du code de l’American Society of Mechanical Engineers (ASME), portant sur les réacteurs à haute température. En raison de la complexité des règles du code et des analyses de conception, la CCSN a organisé un séminaire technique pour fournir aux employés des renseignements détaillés et des indications leur permettant de mieux comprendre le code et son utilisation adéquate dans le cadre d’un examen de la conception d’un PRM.

Le présent rapport vise à donner un aperçu des règles concernant les chaudières et les appareils sous pression énoncées dans la section III, division 5 du code de l’ASME pour la conception et la construction de composantes de réacteurs nucléaires à haute température. L’aperçu se concentre sur l’application des règles à la conception de petits réacteurs modulaires (PRM).

Le présent rapport vise à :

  1. accroître les connaissances des employés de la CCSN pour leur permettre de comprendre les aspects importants et les défis de la conception et de la construction de composantes métalliques fonctionnant à des températures élevées;
  2. accroître les connaissances des employés de la CCSN pour leur permettre de comprendre les exigences de la section III, division 5 du code de l’ASME relatives à l’intégrité structurale des composantes métalliques, en s’appuyant sur le fondement technique et la justification de ces exigences;
  3. déterminer toute condition ou restriction à l’utilisation de la division 5 du code et former le personnel de la CCSN à l’utilisation adéquate du code pour l’examen de concepts particuliers de PRM.

L’analyse du présent rapport couvre les règles générales du code de l’ASME en ce qui concerne la conception et la construction utilisant des métaux communs ainsi que les règles pour la conception d’assemblages soudés et donne un aperçu des mécanismes de dégradation par l’environnement qui touchent les matériaux structuraux des réacteurs. L’analyse comprend le contexte historique de l’élaboration de l’approche de conception de l’ASME et une description des mesures qui pourraient être prises pour atténuer les lacunes recensées dans le rapport. Le rapport se termine par un résumé des principales lacunes relevées dans les règles s’appliquant aux PRM et une liste de recommandations sur les moyens de combler ces lacunes.

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RSP-703.1, Analyse des types histologiques d’incidence du cancer du poumon chez les travailleurs exposés au radon et au rayonnement gamma durant les activités d’extraction minière et de concentration de l’uranium d’Eldorado Nucléaire ltée au Canada

La CCSN effectue des études sur la santé pour orienter les décisions ayant une incidence sur son cadre de réglementation. Le cancer du poumon est la forme de cancer diagnostiquée le plus souvent et la principale cause de décès attribuables à un cancer au Canada. Le radon et les produits de filiation du radon sont une cause connue du cancer du poumon chez les travailleurs de l’industrie de l’uranium.

Dans le cadre de cette étude, nous visons principalement à évaluer le risque de cancer du poumon lié au radon par sous-type histologique (épidermoïde, à petites cellules et adénocarcinome) chez 16 752 travailleurs des mines d’uranium de Port Radium et de Beaverlodge d’Eldorado ainsi que d’une installation de traitement et de raffinage d’uranium et de radium de Port Hope au Canada. Les travailleurs visés étaient en poste de 1932 à 1980 et ont fait l’objet d’un suivi en ce qui concerne l’incidence des cancers de 1969 à 1999.

Pour cette étude, nous mettons à profit des méthodes statistiques de pointe, la régression de Poisson, pour estimer les risques de cancer du poumon liés à l’exposition au radon (et au produit de filiation du radon). Le rapport nous a permis de conclure que l’incidence des cas de cancer du poumon est plus élevée, de manière significative, chez les travailleurs visés par rapport à la population générale canadienne (homme). Le risque de cancer du poumon lié au rayonnement, selon 594 cas de cancer du poumon, s’accroît en fonction de l’augmentation de l’exposition au radon. L’étude nous a permis d’observer une augmentation non statistiquement significative du risque des sous-types histologiques à petites cellules et épidermoïde. Les différences relatives au risque lié au radon en fonction du sous-type histologique de cancer du poumon nous aident à mieux comprendre le rôle du radon dans l’évolution du cancer du poumon. Cette étude nous permet de favoriser la compréhension à l’échelle internationale des risques liés au rayonnement et d’appuyer le cadre international de radioprotection en ce qui concerne le radon.

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RSP-674.1, Étude des phénomènes d’écoulement diphasique dans les collecteurs de réacteur

Le circuit caloporteur primaire des réacteurs CANDU comporte un grand nombre de canaux de combustible horizontaux raccordés aux grands collecteurs d’entrée et de sortie horizontaux par de nombreuses petites conduites d’alimentation. Dans les scénarios où un écoulement diphasique peut survenir dans les collecteurs de réacteur, la distribution de la phase dans le collecteur et, par conséquent, l’écoulement dans les conduites d’alimentation peuvent différer des résultats du modèle localisé moyen. Les modèles de ce type et leurs incertitudes influent directement sur l’évaluation de l’intégrité du combustible et des canaux de combustible pendant divers scénarios d’accident, comme des accidents de perte de réfrigérant primaire (APRP). Durant un APRP, un écoulement diphasique peut se produire dans les collecteurs de réacteur, ce qui peut perturber la distribution de l’écoulement dans les canaux de combustible, de sorte que certains canaux peuvent recevoir plus de vapeur, ce qui nuit au bon refroidissement du combustible.

Le présent rapport vise à évaluer le caractère adéquat de la modélisation localisée et unidimensionnelle des collecteurs de réacteur pour des scénarios d’intérêt, comme les accidents de perte de réfrigérant primaire attribuables à une petite ou à une grosse brèche (APRPPB ou APRPGB), pour : a) mesurer les paramètres clés du comportement des fluides diphasiques dans le distributeur du collecteur, notamment la pression, les écoulements de gaz et de liquide à l’entrée du collecteur, les niveaux de liquide dans le collecteur et les débits de gaz et de liquide dans les tuyaux raccordés simulant des conduites d’alimentation; b) observer et documenter les modèles d’écoulement pour diverses orientations de bris et c) effectuer des simulations numériques en régime permanent et transitoire pour les conditions des collecteurs pertinentes lors d’un APRPPB, afin de conseiller les employés de la CCSN sur les capacités des méthodes modernes de simulation thermohydraulique tridimensionnelle et d’appuyer les analyses de la sûreté des réacteurs CANDU existants en améliorant la modélisation des collecteurs de réacteur.

Le présent rapport résume les activités de recherche expérimentale et analytique sur les écoulements air-eau dans un modèle collecteur-conduite d’alimentation de type CANDU menées entre le 15 février 2019 (date de la signature du contrat) et le 31 octobre 2020. De plus, les travaux précédant le début du contrat sont résumés, tandis que les plans pour de futurs travaux de recherche expérimentale et analytique sont décrits.

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RSP-602.3, Élaboration d’un code informatique pour l’analyse des accidents graves dans les piscines de stockage du combustible usé (TICPPC) – Phase 3 (BAYLOCA)

Après l’accident nucléaire de Fukushima Daiichi, les employés de la CCSN ont relevé le besoin de modèles informatiques détaillés pour l’analyse de scénarios d’accidents graves hautement improbables dans des piscines de stockage du combustible usé (PSCU).

Des travaux antérieurs sur un tableau d’identification et de classement de phénomènes et de paramètres clés (TICPPC) pour les PSCU ont permis de déterminer que l’élaboration d’un code d’analyse était faisable et qu’une base de connaissances adéquate existait.

Le présent ensemble de travaux visait à élaborer un code d’analyse pour modéliser les accidents graves de perte de refroidissement et de réfrigérant dans les piscines de stockage du combustible usé de réacteurs CANDU, précisément aux fins d’utilisation dans le Centre des mesures d’urgence de la CCSN.

Le code créé, nommé BAYLOCA, est un code à paramètres localisés qui peut générer rapidement des résultats pour satisfaire aux exigences des processus du Centre des mesures d’urgence de la CCSN et est assez sophistiqué pour pouvoir aussi éclairer la prise de décision en matière de réglementation. Le code permet de modéliser le comportement thermohydraulique, le transfert de chaleur, l’oxydation du combustible et de la gaine de combustible et le phénomène de rejet du produit de fission relatif au combustible, les râteliers de combustible, le réfrigérant de la PSCU, les structures de la PSCU et la structure de l’immeuble l’entourant. Les principaux facteurs de mérite que le code permet de calculer sont le niveau d’eau dans la PSCU, la température de l’eau dans la PSCU, la température du combustible, l’intégrité de la gaine de combustible et le rejet de termes sources. Les employés de la CCSN pourront utiliser le code pour mieux suivre la progression d’un accident grave dans une PSCU, le cas échéant, évaluer les marges de sûreté et mieux comprendre l’incidence des mesures d’atténuation.

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RSP-706.1, Études probabilistes: Principes et méthodes de calcul

L’industrie nucléaire et les organismes de réglementation internationaux s’intéressent de plus en plus à l’approche décisionnelle tenant compte du risque. Au Canada, l’utilisation d’une approche décisionnelle tenant compte du risque s’est avérée utile pour gérer la sûreté des composantes de réacteurs nucléaires. Cette réussite a favorisé l’incorporation de méthodes probabilistes dans les évaluations des composantes des réacteurs CANDU, y compris les tubes de force, les tubes de générateur de vapeur et les conduites d’alimentation.

Le projet visait à étudier et à évaluer les principes et méthodes de calcul génériques sur lesquels reposent les cadres probabilistes pour évaluer les composantes et systèmes de réacteurs. Dans le cadre du projet, les concepts d’une théorie de la fiabilité en fonction du temps ont été appliqués en vue d’établir les attributs essentiels de l’étude probabiliste des systèmes, structures et composants (SSC) nucléaires. Les discussions comprises dans le rapport visent, de façon générale, à jeter les bases des applications adéquates de la théorie de la fiabilité au processus décisionnel tenant compte du risque au sein de l’industrie nucléaire.

La portée de ce projet comprenait l’étude des principes probabilistes relatifs à des cadres probabilistes et des méthodes probabilistes de calcul rigoureux du point de vue conceptuel et associés aux composantes nucléaires ainsi que l’évaluation des effets génériques des hypothèses formulées dans les évaluations probabilistes à l’égard des résultats et de l’interprétation des résultats. Il résulte de ce projet des caractéristiques conceptuelles qui pourraient servir de fondement pour les études probabilistes des composantes ou systèmes passifs.

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RSP-709.1, Examen de la littérature sur la charge de travail humaine

L’un des domaines de sûreté et de réglementation (DSR) de la CCSN concerne la gestion de la performance humaine, qui porte sur les activités permettant d’atteindre une performance humaine efficace grâce à l’élaboration et à la mise en œuvre de processus qui garantissent que les employés des titulaires de permis sont présents en nombre suffisant dans tous les secteurs de travail pertinents, qu’ils possèdent les connaissances et les compétences nécessaires et qu’ils ont accès aux procédures et aux outils dont ils ont besoin pour exécuter leurs tâches en toute sécurité. Un des facteurs importants permettant d’assurer la présence d’un nombre suffisant d’employés qualifiés dans les installations nucléaires est de vérifier que la charge de travail physique et mentale de l’effectif minimal est réalisable dans le cadre des activités normales, des incidents de fonctionnement prévus et des accidents de dimensionnement. L’effectif minimal fait référence à la définition du nombre minimal de travailleurs ayant des qualifications précises qui seront disponibles en tout temps pour les besoins de l’installation nucléaire. Il est essentiel que le personnel de la CCSN et les exploitants des centrales nucléaires comprennent l’incidence de la charge de travail et de la fatigue sur la performance humaine ainsi que le fonctionnement des outils utilisés pour mesurer la charge de travail.

Afin d’améliorer la compréhension de ce sujet et veiller à ce que la CCSN soit au courant des avancées utiles fondées sur les plus récents travaux de recherche et développement, la Division du rendement humain et organisationnel de la CCSN a commandé un examen de la littérature sur les répercussions de la charge de travail et du stress sur la performance humaine.

La portée de l’examen de la littérature est principalement axée sur les méthodes objectives et subjectives pour mesurer la charge de travail, la fatigue, la connaissance de la situation et la performance humaine. Il est question de la capacité des humains à fonctionner en situation de stress aigu, qui est soudain, nouveau et de durée relativement courte, et non dans des conditions de stress cumulatif ou de stress de la vie.

L’examen de la littérature concerne également l’utilisation d’outils, plus particulièrement ceux qui peuvent être portés, comme des oculomètres, des capteurs d’activité des glandes sudoripares, des capteurs de fréquence cardiaque et de pression artérielle et des capteurs d’activité électrique du cerveau. Le but est de déterminer la viabilité de ces outils pour aider les exploitants des centrales nucléaires à comprendre les répercussions de la charge de travail sur la capacité des opérateurs à accomplir des tâches dans des situations normales ou d’urgence.

En dernier lieu, l’examen de la littérature évalue divers outils de modélisation de la charge de travail qui peuvent servir à comprendre la charge de travail des opérateurs dans les centrales nucléaires.

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