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Gouvernement du Canada / Government of Canada

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Sommaires des rapports de recherche 2023–2024

Table des matières

RSP-222.3 - Exposition aux produits de filiation du radon et mortalité par cancers non respiratoires chez les mineurs de spath fluor de Terre-Neuve entre 1950 et 2016

Des rapports antérieurs ont documenté des risques accrus de cancer du poumon attribuable aux produits de filiation du radon (les éléments radioactifs produits par le radon lorsqu’il se désintègre) chez les mineurs de spath fluor de Terre-Neuve. Toutefois, à ce jour, aucune analyse de cohorte interne n’a été effectuée pour déterminer si les produits de filiation du radon augmentent les risques de mortalité associés à d’autres cancers.

Nous avons évalué les liens entre l’exposition cumulative aux produits de filiation du radon et la mortalité par cancer (à l’exclusion du cancer du poumon) chez une cohorte de 2 055 mineurs. Le taux de mortalité a fait l’objet d’un suivi de 1950 à 2016. Nous avons déterminé, pour chaque mineur durant son emploi, l’exposition sur le plan individuel aux produits de filiation du radon en unités alpha-mois, une unité qui décrit l’équivalent d’un mois d’exposition à la concentration maximale permise de radon. Pour les cancers associés à au moins dix décès, nous avons utilisé des modèles statistiques pour estimer les excès de risque relatif. Nous avons calculé les risques relatifs propres au siège du cancer pour les cancers les plus courants, en particulier pour le cancer de l’estomac, le cancer colorectal et l’ensemble des cancers (à l’exclusion du cancer du poumon). Le risque relatif a été ajusté en fonction de l’âge, des effets de la période et du nombre moyen de cigarettes fumées.

Au total, nous avons recensé 495 décès par cancer, à l’exclusion du cancer du poumon, au cours de la période de suivi de 66 ans. Le risque relatif de mortalité par cancer (à l’exclusion du cancer du poumon) était de 2,33 (IC à 95 % : 1,851, 2,927) chez les mineurs souterrains présentant une exposition cumulative supérieure ou égale à 50 unités alpha-mois par rapport à ceux qui n’ont pas été exposés. Il n’y a eu aucune augmentation statistiquement significative du risque pour l’un des autres sièges de cancer examinés, mais l’analyse est limitée par la petite taille de l’échantillon.

RSP-675.1 - Élaboration de modèles de corrélation empirique de la génération d’hydrogène due à l’oxydation de l’acier dans les matériaux des conduites d’alimentation et des raccords d’extrémité des réacteurs CANDU

Nous avons évalué la réaction à la vapeur de six types d’acier et de la fonte ductile utilisés dans les réacteurs canadiens à deutérium-uranium (CANDU) à des températures allant de 900 K à 1 600 K. Le gain de poids des échantillons en fonction du temps a été mesuré par analyse thermogravimétrique à 900 K. À des températures plus élevées, nous avons directement mesuré la génération d’hydrogène, de monoxyde de carbone et de dioxyde de carbone à l’aide du banc d’essai à ultra-haute température (UHT), ainsi que le changement de masse à la fin de l’exposition à la vapeur. Les réactions à la vapeur ont causé une génération rapide d’hydrogène, de sorte que nous avons pu modéliser un scénario représentatif d’accident grave menant à un accident de perte de réfrigérant primaire (APRP).

Nous avons modélisé la génération d’hydrogène en fonction du temps et de la température en supposant une cinétique parabolique. Pour des températures de 1 300 K et plus et des durées supérieures à 30 minutes, les données se sont bien conformées à la cinétique attendue des taux de génération d’hydrogène, et des énergies d’activation constantes ont été obtenues entre 1 300 K et 1 600 K, ce qui correspond au fait que la diffusion accrue par une couche croissante d’oxyde constitue l’étape limitative de la réaction. Nous avons pu déterminer par l’analyse de la diffraction des rayons X que les principaux types d’oxydes associés à tous les matériaux mis à l’essai étaient le FeO et le Fe3O4. À des températures plus basses, la cinétique dépendait davantage des matériaux, ce qui suggère que la présence de chrome et la génération d’oxydes contenant du chrome ont joué un rôle important.

Les résultats de cette étude correspondaient aux résultats d’études réalisées par les Laboratoires Nucléaires Canadiens. De plus, le comportement parabolique de l’oxydation des métaux à la vapeur s’appliquait également à la corrosion des alliages de zirconium en se fondant sur des corrélations bien connues dans les ouvrages scientifiques.

RSP-736.1 - Détermination du facteur de conversion de l’exposition au radon et au rayonnement gamma externe et calcul des doses propres à différents organes pour les travailleurs du raffinage et du traitement du radium et de l’uranium à Port Hope en fonction du protocole harmonisé de dosimétrie de l’iPAUW

Dans le cadre de ce projet, nous établissons les doses propres à différents organes pour une étude épidémiologique de 2 995 travailleurs de l’uranium à l’installation de conversion de Port Hope (ICPH) de 1930 à 1999; ces travailleurs n’ont jamais travaillé dans des mines. Les produits bruts de l’ICPH variaient selon la période, s’agissant d’abord de minerai traité au site, puis d’uranium sous forme de concentré d’uranium (yellowcake) ou d’uranium raffiné. Le type d’activités professionnelles a également changé au cours de la période visée, tout comme les pratiques de mesure du rayonnement, notamment le renforcement de la surveillance et des protocoles de sûreté. Les produits allaient du radium à diverses formes d’uranium, principalement aux fins de combustible.

Les facteurs de conversion de dose (FCD) permettent de calculer la dose de rayonnement propre à un organe en fonction de la quantité totale de rayonnement absorbée. Dans le cadre de cette étude, nous avons utilisé l’approche visant à harmoniser les FCD, proposée par l’Étude internationale sur l’analyse collective des travailleurs de l’uranium (iPAUW), afin de tenir compte des différences d’exposition à l’intérieur de l’installation et d’être conforme à l’étude internationale. Les données à notre disposition comprenaient les renseignements sur le personnel, les années de travail et l’exposition annuelle au rayonnement gamma et au radon. Pour déterminer les FCD harmonisées, le personnel qui a fourni les données sur l’exposition pour l’étude épidémiologique de 2013 (1) a tenu compte du type de produit brut (minerai, concentré d’uranium, uranium raffiné) et de la méthode de mesure. La présente constitue le premier volet de l’étude et vise à estimer les doses de rayonnement gamma et de radon. Le deuxième volet consistera à estimer les doses internes découlant de l’inhalation d’uranium.

Les taux d’exposition ont diminué considérablement au cours de la période visée, compte tenu de la diminution de l’exposition au minerai au fil de l’amélioration des procédés. Bon nombre des travailleurs visés par l’étude n’ont été exposés à aucune dose à déclaration obligatoire. Nous avons multiplié les expositions par le FCD harmonisé pour estimer les doses annuelles aux différents organes. Dans l’ensemble, 90 % de la dose provient du rayonnement gamma et 10 %, du radon : la majeure partie de la dose, soit plus de 90 %, a été reçue avant 1951.

  • Zablotska, L. B., Lane R.S.D., Frost S.E. Taux de mortalité (1950–1999) et taux d’incidence du cancer (1969–1999) de la cohorte des travailleurs de Port Hope exposés à une combinaison unique de doses de radium, d’uranium et de rayonnements gamma, BMJ Open, vol. 3, no 2, 2013.

 

RSP-763.1 - Méthode visant à mieux comprendre le processus d’établissement de l’importance du risque pour la sûreté associée au programme de réglementation des centrales nucléaires (PRCN)

Les inspections réglementaires sont réalisées par des équipes d’inspecteurs ayant des études et une formation pertinentes, qui consignent leurs observations collectives et déterminent les constatations relatives aux risques en fonction des conditions de permis et exigences réglementaires. Les inspecteurs peuvent s’appuyer sur leur expertise et leur expérience pour enrichir leur connaissance des exigences écrites lorsqu’ils interprètent leurs observations et estiment l’importance du risque dans le contexte des priorités réglementaires de la CCSN.

Le projet relatif à la méthode d’intégration de l’intelligence artificielle (IA) et de l’apprentissage automatique (AA) vise à concevoir une méthode en vue du développement ultérieur d’un système d’IA/AA capable de modéliser les processus de raisonnement utilisés par les inspecteurs pour déterminer l’importance du risque lié à l’observation de cas de non-conformité lors des inspections de centrales nucléaires. Un tel système pourrait permettre de mieux comprendre le fondement d’une prise de décisions efficace, ce qui pourrait ensuite améliorer l’orientation relative au processus décisionnel. Les facteurs d’une prise de décisions efficace pourraient comprendre les processus de raisonnement implicites et explicites au terme desquels les inspecteurs attribuent des cotes de risque, ainsi que des facteurs particuliers ou des combinaisons de facteurs qui pourraient être associés à un constat de non-conformité et à une cote de risque particulière.

Dans cette étude, nous passons en revue les ouvrages scientifiques portant sur les types de technologies d’AA et nous établissons une approche de conception d’un système réaliste de classification de l’IA/AA ainsi qu’une stratégie de mise en œuvre possible. Tout ce travail est fondé sur des renseignements tirés des lignes directrices de la CCSN et d’entrevues avec les inspecteurs. Nous formulons cinq recommandations pour combler les lacunes actuelles en matière de documentation et jeter les bases d’une intégration réussie de l’IA/AA. Il s’agit notamment de normaliser la terminologie et les pratiques de documentation, d’améliorer le contenu de la documentation pour assurer la pertinence de l’IA/AA, de déterminer les compétences et ressources nécessaires à la mise en œuvre de l’IA/AA, d’essayer de valider le concept en fonction de différentes approches et d’établir des mécanismes de rétroaction.

RSP-765.1 - Capacité de charge des coudes de conduites à petit diamètre sous pression interne : prédictions analytiques et informatiques

Le rendement et la prudence inhérente aux méthodes de modélisation courantes utilisées pour prédire les capacités de charge ont été évalués pour les coudes de tuyaux d’alimentation dans les réacteurs CANDU. Des analyses complètes ont été menées en utilisant à la fois une approche analytique et une modélisation par éléments finis détaillée à l'aide du code commercial ABAQUS. Une enquête a été réalisée sur les coudes de tuyaux d’alimentation à petit diamètre, avec et sans amincissement local de la paroi, soumis à une pression interne. L'approche de modélisation adoptée intègre les variations de géométrie des coudes de tuyaux d’alimentation et la caractérisation des propriétés des matériaux des tuyaux d’alimentation.

Les résultats obtenus indiquent que les prévisions en matière de capacités de charge des tuyaux d'alimentation avec ou sans amincissement local de la paroi, mais caractérisés par une épaisseur de paroi uniforme et une résistance matérielle à paramètre unique, sont prudentes, les modèles analytiques en principe basés sur la méthode de la charge limite adoptant une approche à faible élasticité. Cela dit, une modélisation par éléments finis détaillée est nécessaire pour obtenir des prévisions plus précises de la pression d’instabilité plastique pour les coudes de tuyaux d’alimentation avec un amincissement local de la paroi.

L’étude présentée fournit des renseignements techniques sur les approches de modélisation utilisées pour prédire les capacités de charge des tuyaux d’alimentation sous pression interne. Elle a en outre porté sur la prudence inhérente tout en reconnaissant l’existence d’incertitudes. Les résultats obtenus soulignent l’importance d’une caractérisation détaillée de l’épaisseur de la paroi des tuyaux d’alimentation et de la résistance du matériau dans de telles prévisions techniques.

RSP-768.1 - Volet social de la sûreté des dépôts dans des formations géologiques profondes : la confiance du public et l’organisme de réglementation nucléaire du Canada

À partir du choix du site, la construction d’un dépôt géologique en profondeur (DGP) pour les déchets nucléaires de haute activité est un processus laborieux à la croisée de questions techniques et sociales. Cela remet en question les divisions sociales et techniques traditionnelles que l’on retrouve couramment dans la réglementation nucléaire. La mobilisation du public est un élément clé de la construction d’un DGP intimement liée à la confiance dans l’organisme de réglementation, la confiance dans le processus de réglementation et la perception du public quant au risque et à la sécurité. Ce rapport porte sur le processus de mobilisation du public par l’autorité de régulation et étudie comment le processus de délivrance de permis pour un DGP influerait sur la confiance du public dans l’organisme de réglementation nucléaire. Ce rapport contient des recommandations pour la CCSN émises à la suite de nos recherches. L’objectif est de fournir un contexte pour ces recommandations basé sur les théories des études en sciences sociales. Ce rapport s’appuie sur 34 entretiens approfondis avec le personnel de la CCSN, des membres du public, des groupes d’intérêt public et des nations autochtones concernées, ainsi qu’avec des experts étrangers d’organismes de réglementation du nucléaire chevronnés en autorisation de dépôts géologiques en profondeur pour les déchets de haute activité. Il contient également des renseignements tirés d’activités de mobilisation en personne, d’audiences publiques, de transcriptions d’audiences pertinentes et d’une analyse de la documentation existante. À la lumière de ces constatations, la CCSN devrait étudier l’influence directe de la mobilisation du public sur la réglementation du nucléaire, favoriser l’accès du public au processus de réglementation et rendre le processus décisionnel plus transparent. La CCSN devrait également examiner comment sa structure organisationnelle nuit au succès de la mobilisation du public et comment une stratégie cohérente pourrait combler les lacunes. Le processus de création d’un DGP représente une occasion unique de perdre ou de gagner la confiance du public. Cette occasion doit être privilégiée au sein de l’institution.

RSP-769.2 - Séminaire de formation à l’intention de la haute direction sur le réacteur BWRX-300 de GE Hitachi (SPAC)

Ontario Power Generation a présenté une demande de construction d’un petit réacteur modulaire, le réacteur BWRX-300, conçu par GE-Hitachi Nuclear Energy (GEH), au site actuel de la centrale nucléaire de Darlington.

En prévision de l’examen de ce petit réacteur modulaire, la CCSN a retenu les services de GEH afin d’offrir une formation visant à mieux préparer le personnel de direction de la CCSN en vue de l’examen de la demande d’Ontario Power Generation et à approfondir les connaissances de la CCSN sur les réacteurs à eau bouillante.

Cette formation a pris la forme d’un cours de quatre jours qui s’est tenu à San Jose, en Californie, au début de 2023. Elle a eu lieu dans les locaux de l’entrepreneur, qui disposait d’équipement de démonstration et de maquettes. Le cours portait sur les éléments suivants, dans le contexte des réacteurs à eau bouillante en général et du réacteur BWRX-300 en particulier :

  • la physique des réacteurs
  • la conception thermohydraulique
  • l’atténuation des accidents
  • les systèmes d’arrêt
  • le refroidissement d’urgence du cœur
  • le confinement
  • la manutention du combustible
  • les aspects économiques de l’exploitation

Ce cours a permis au personnel de la CCSN de mieux connaître et comprendre les réacteurs à eau bouillante, ce qui facilitera la prise de décisions en matière de réglementation à l’avenir.

RSP-771.1 - Éléments géoscientifiques à considérer pour un dépôt géologique en profondeur dans le Bouclier canadien

Les renseignements géoscientifiques sont essentiels pour discerner les sites potentiels de dépôt géologique en profondeur (DGP) ainsi que nécessaires pour établir la sécurité à long terme. Dans le cadre d’un processus de sélection de sites mené par la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN), le batholite de Revell, dans le Bouclier canadien en Ontario, reste l’un des deux types de roches hôtes potentiels pour un dépôt géologique en profondeur (DGP) national du combustible nucléaire usé du Canada.

Ce projet effectue la synthèse des renseignements existants tirés de sites de DGP composés de roches hôtes cristallines au Canada ainsi que d’autres sites bien étudiés en Finlande et en Suède en ce qui a trait à la façon dont les renseignements géologiques sont utilisés pour soutenir les évaluations de la sûreté sur de longues périodes géologiques.

Ce rapport porte sur les caractéristiques des dépôts des roches cristallines du Bouclier canadien et du bouclier baltique à titre d’hôtes potentiels. Des sites DGP désignés en Finlande (Olkiluoto) et en Suède (Forsmark) ont fait l’objet d’un travail de caractérisation approfondi sur 20 ans afin d’élaborer des modèles descriptifs complets de la géosphère du site. Les travaux sur le site cristallin de Revell demeurent de nature préliminaire, et ce, bien qu’ils découlent d’études antérieures menées sur différents sites du Bouclier canadien et qu’ils puissent bénéficier de ces travaux antérieurs.

RSP-784.1 - Femmes en STIM dans les archives canadiennes – entrevues d’histoire orale et saisie de données

En 2023, la Commission canadienne de sûreté nucléaire a financé un projet dirigé par les Archives et collections spéciales de la Bibliothèque de l’Université d’Ottawa dans le cadre de l’initiative des Archives canadiennes des femmes en STIM. Cette initiative vise à accroître la sensibilisation et l’accès au dossier historique sur les réalisations des femmes en STIM au Canada. Le projet comportait deux volets. Le premier visait l’amélioration et la mise à jour du [Portail des Archives canadiennes des femmes en STIM], une base de données sur les fonds d’archives détenus par les institutions de mémoire canadiennes. Le deuxième consistait à produire une série de dix entrevues d’histoire orale de 60 à 90 minutes mettant en vedette d’éminentes Canadiennes en STIM. Les sujets étaient les suivants :

  • Monique Frize, Ph. D., première femme diplômée en génie de l’Université d’Ottawa
  • Tyseer Aboulnasr, Ph. D., deuxième doyenne de la faculté de génie au Canada
  • Claire Deschenes, Ph. D., première professeure de génie à l’Université Laval
  • Rumina Velshi, ancienne présidente et première dirigeante de la CCSN
  • Kim TallBear, Ph. D., titulaire actuelle de la Chaire de recherche du Canada sur les peuples, la technoscience et la société autochtones
  • Karen Messing, Ph. D., généticienne et ergonome spécialisée dans la santé des femmes au travail
  • Veronica Dahl, Ph. D., une informaticienne canado-argentine reconnue comme l’une des 15 fondatrices et fondateurs du domaine de la programmation logique
  • Dre Nikki Colodny, médecin praticienne qui a ouvertement procédé à des avortements en contravention du Code criminel.
  • Louise Lafortune, Ph. D., spécialiste de l’enseignement des STIM qui a étudié la relation entre le genre, les sciences et les mathématiques.
  • Maydianne Andrade, Ph. D., cofondatrice du Réseau canadien des scientifiques noirs (RCSN)

Les deux volets du projet ont été achevés en décembre 2023.

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