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Sommaires des rapports de recherche 2024–2025

Table des matières

RSP-543.3 - Abonnement collectif au réseau SITEX

En 2020, la CCSN s’est jointe au Réseau durable d’expertise technique indépendante pour la gestion des déchets radioactifs (Réseau SITEX) dans le cadre d’un abonnement collectif de 5 ans.

L’objectif du réseau est d’améliorer la coopération au niveau international pour acquérir une expertise indépendante et de grande qualité dans le domaine de la gestion des déchets radioactifs. Le réseau fonctionne indépendamment des producteurs et organisations responsables des déchets qui mettent en œuvre des programmes de gestion des déchets dans le but d’appuyer les organismes de réglementation nucléaire et la société civile. Le réseau est notamment composé d’organisations de la société civile et comprend des discussions sur la tenue d’activités de mobilisation précoces pendant le processus de planification des dépôts géologiques en profondeur.

La participation à ce réseau a permis à la CCSN d’accéder aux connaissances et aux leçons tirées des activités de mobilisation européennes auprès du public et des organisations de la société civile. Grâce au réseau, la CCSN a créé des liens avec des organisations de soutien technique qui ont participé au programme conjoint européen sur la gestion des déchets radioactifs.

RSP-656.2 - Autorisation de logiciels essentiels à la sûreté pour les réacteurs nucléaires - Position commune des organismes internationaux de réglementation nucléaire et des organisations de soutien technique autorisées

Au Canada, le document d’application de la réglementation REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires est le document de la Commission canadienne de la sûreté nucléaire axé sur la réglementation de la conception des centrales nucléaires. Le REGDOC-2.5.2 établit à la fois des exigences et de l’orientation à l’égard de la conception. Toutefois, il existe peu d’orientation sur la manière de se conformer aux exigences lors du recours aux systèmes informatiques pour mettre en œuvre les fonctions de sûreté. Afin d’élaborer une orientation approfondie pour l’examen des logiciels essentiels à la sûreté, la CCSN s’est jointe au Groupe de travail sur les logiciels essentiels à la sûreté, à l’instar d’autres organismes de réglementation, dont les principaux organismes de réglementation européens et la NRC des États-Unis.

Le projet vise à élaborer une orientation pratique actualisée pour l’examen réglementaire des logiciels essentiels à la sûreté. Le rapport du projet se veut utile pour :

  • coordonner les perspectives des organismes de réglementation et des spécialistes en matière de sûreté sur le plan des pratiques d’autorisation ou des lignes directrices relatives à la conception et à la révision;
  • servir de référence dans les dossiers de sûreté et les démonstrations de la sûreté des systèmes logiciels;
  • servir d’orientation pour les fabricants, les fournisseurs d’IC, les concepteurs et les titulaires de permis potentiels sur le marché international, en ce qui concerne la création de nouveaux produits, la présentation de soumissions et l’élaboration de nouvelles applications.

Le document du projet est le résultat des efforts déployés par un groupe de spécialistes d’organismes de réglementation et d’autorités en matière de sûreté par le biais de réunions techniques périodiques. Ces efforts ont abouti principalement à la détermination d’un consensus et de positions techniques communes à l’égard d’un ensemble d’importantes questions d’autorisation visant la conception et l’exploitation de systèmes informatiques utilisés dans les réacteurs nucléaires en vue de la mise en œuvre des fonctions de sûreté. Le projet vise à renforcer l’uniformisation et l’acceptation mutuelle dans les pratiques actuelles. Pour établir ces positions communes, on a accordé une attention particulière aux approches d’autorisation adoptées dans les différents pays représentés par des spécialistes du Groupe de travail.

Une copie du rapport peut être téléchargée (en anglais seulement).

RSP-660.2 - Étude sur les statistiques relatives aux accidents impliquant de gros camions au Canada et en Ontario

La réglementation canadienne sur le transport des matières radioactives est alignée sur les exigences établies par l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) et assure la protection de l’environnement ainsi que la santé et la sécurité des personnes. En complément des connaissances actuelles, la CCSN vise à élargir, dans le cadre de ce projet de recherche, sa compréhension de la sûreté du transport du point de vue des probabilités d’accident. Ce projet de recherche s’appuie sur une étude de faisabilité réalisée en 2019 pour déterminer si des données suffisantes existent afin d’étayer les évaluations quantitatives en utilisant les probabilités découlant d’un arbre d’événements pour les accidents impliquant de gros camions au Canada. Les accidents liés au transport de matières radioactives sont très rares dans le monde, alors il n’a pas été possible de fonder les données statistiques uniquement sur les accidents liés au transport de matières radioactives. Les données générales sur les accidents de la circulation ont plutôt été utilisées, car on a supposé que la répartition des probabilités d’accident serait semblable aux types réguliers de transports par gros camion.

Ce projet de recherche s’appuie sur l’étude de faisabilité de 2019 concernant les probabilités relatives aux accidents de gros camions. Les objectifs de ce projet de recherche sont les suivants :

  1. Analyser les données disponibles sur les causes des accidents impliquant de gros camions au Canada et en Ontario, en particulier celles qui ont trait : 1) aux conducteurs sous l’influence de l’alcool ou de drogues; 2) aux conducteurs qui désobéissent aux contrôles routiers; et 3) aux problèmes d’entretien.
  2. Peaufiner et mettre à jour l’arbre d’événements dans l’étude de faisabilité pour tenir compte des données plus récentes sur les accidents de gros camions au Canada.
  3. Créer un arbre d’événements correspondant aux accidents de gros camions en Ontario et déterminer s’il existe des différences importantes entre les probabilités d’accident au Canada et en Ontario.
  4. Recueillir des renseignements sur les exigences réglementaires et les pratiques de l’industrie pour le transport par gros camion au Canada et dans d’autres pays où le transport de matières radioactives est courant.

Dans la présente étude, des données générales sur les accidents de gros camions qui se sont produits au Canada et en Ontario pendant la période de 2011 à 2020 ont été recueillies, examinées, analysées et comparées afin d’élargir la compréhension des aspects applicables à la sécurité du transport routier. Des arbres d’événements ont également été créés pour illustrer différents types d’accidents et leur répartition relative.

Demander le rapport final RSP-660.2

RSP-691.7 - Efficacité des tampons et joints à de forts gradients thermiques et chimiques

L’argile bentonitique est une composante du système de barrières techniques dans un dépôt géologique en profondeur (DGP) proposé aux fins du stockage définitif du combustible nucléaire usé au Canada. La bentonite est riche en minéraux argileux gonflants, de sorte que, lorsqu’elle est confinée et qu’il y a un apport en eau claire, elle gonflera pour former un joint étanche entre les silos de combustible nucléaire usé et le substrat rocheux environnant. S’il y a un apport en fluides interstitiels de la roche environnante, la pression de gonflement devrait être réduite en raison des éléments chimiques dissous (comme le sodium et le calcium) dans les eaux souterraines. Nous devons absolument tenir compte des interactions des fluides interstitiels propres au site avec les propriétés de l’argile, comme la pression de gonflement et la perméabilité. En plus d’être exposée à des éléments chimiques, la bentonite sera également assujettie à une température élevée à la profondeur prévue du dépôt en raison des gradients géothermiques naturels et de la chaleur générée par les déchets.

Dans le cadre de ce projet, nous avions pour but de quantifier les propriétés techniques (pression de gonflement, perméabilité et diffusion) de la bentonite lorsqu’elle est soumise aux fluides interstitiels attendus dans les formations rocheuses cristallines et sédimentaires canadiennes, à des températures allant jusqu’à 95 C.

Nous avons réalisé des expériences en laboratoire pour déterminer les caractéristiques hydromécaniques et chimiques de la bentonite MX-80 à une température élevée allant jusqu’à 95 C et selon des concentrations d’éléments chimiques interstitiels représentatifs des solutions d’eaux interstitielles dans la roche cristalline du Bouclier canadien et dans le calcaire de Cobourg du bassin de Michigan. Par ces expériences, nous souhaitions mesurer la pression de gonflement de la bentonite à une température élevée lorsque la bentonite est soumise à des solutions d’eaux interstitielles, mesurer la conductivité hydraulique de la bentonite après un apport en solutions d’eaux interstitielles à une température élevée, examiner le rendement de la bentonite selon un gradient chimique après un apport en fluides à une température élevée, et étudier les changements possibles de la bentonite lorsqu’elle est exposée aux solutions d’eaux interstitielles à une température élevée.

Demander le rapport final RSP-691.7

RSP-715.2 - Séminaire technique - Section III, division 5 du code de l’ASME, « High Temperature Reactors »

Les règles de la section III, division 5 du Boiler & Pressure Vessel Code (BPVC) de l’American Society of Mechanical Engineers (ASME) régissent la construction des cuves, réservoirs de stockage, conduites, pompes, vannes, supports, structures de support du cœur et composants non métalliques du cœur utilisés dans les réacteurs à haute température et leurs systèmes connexes. Aux fins de la présente, le terme « construction » est un terme générique qui englobe les matériaux, la conception, la fabrication, l’installation, l’examen, la mise à l’essai, la protection contre les surpressions, l’inspection, l’estampage et l’homologation. De plus, les réacteurs à haute température comprennent les réacteurs refroidis au gaz (RHTRG, RTHT, RNR-G), les réacteurs à métal liquide (RNR-Na, RNR-Pb) et les réacteurs à sels fondus utilisant un combustible liquide (RSF) ou un combustible solide (sels fluorés).

Ce séminaire technique a donné au personnel de la CCSN et aux agences d’inspection autorisées un aperçu du contexte, de la structure du code, du fondement technique et de la justification des exigences de la section III, division 5 du code de l’ASME en ce qui concerne l’intégrité structurale des réacteurs à haute température. Il était axé sur les aspects ou paramètres importants des matériaux, de la conception, de la fabrication et de l’installation, de l’examen, de la mise à l’essai ainsi que de la protection contre les surpressions en vue d’assurer l’exploitation sûre des réacteurs à haute température, en particulier les PRM à haute température.

Il s’agissait d’un séminaire virtuel et en personne de 2 jours. M. Mark C. Messner, Ph. D., du Laboratoire national d’Argonne (ANL), a dirigé le séminaire technique. Il est le chef de groupe du Groupe de modélisation et de simulation des propriétés thermiques et structurales des matériaux au sein de la Division des matériaux appliqués d’Argonne, où il travaille sur la modélisation, la simulation et la conception de structures et matériaux à haute température. Le séminaire a porté sur les fondements du survol des règles de conception de classe A en vue de trouver des problèmes types simples. Le séminaire était fondé sur l’édition 2023 du code, et on y a donné un aperçu des modifications attendues aux règles dans le cadre de la révision prévue en 2025. On y a abordé d’autres sujets, notamment une description des ressources aux fins d’étude approfondie et une description générale des sections du code qui ne sont pas couvertes par les modules détaillés.

Demander le rapport final RSP-715.2

RSP-741.1 - L’effet des événements climatiques extrêmes changeants sur les charges structurales des enceintes de confinement dues au vent, à la neige et à la température

Les phénomènes météorologiques extrêmes sont de plus en plus fréquents, intenses et graves à l’échelle mondiale en raison des changements climatiques. Comme les modèles climatiques changent, il ne suffit pas de se fier uniquement aux données et aux tendances historiques pour évaluer la sûreté et la résilience des infrastructures nucléaires essentielles. Bien que les recherches existantes aient principalement porté sur des facteurs isolés, les conditions réelles impliquent des interactions complexes entre de multiples facteurs de stress, comme des températures élevées, des embruns salins et des ondes de tempête. Cela met en évidence le besoin urgent de mener des études exhaustives visant de multiples risques pour évaluer les risques composés que représentent les changements climatiques.

L’objectif du présent rapport est d’examiner les répercussions multidimensionnelles des changements climatiques sur ces installations et de se pencher sur les risques futurs potentiels dans le cadre de divers scénarios climatiques. Les constatations fournissent des renseignements essentiels sur les vulnérabilités des centrales nucléaires et les mesures d’adaptation requises pour faire face aux défis en constante évolution.

Cette étude évalue les risques physiques que posent les changements climatiques pour les centrales nucléaires au Canada en mettant l’accent sur l’incidence que les changements prévus dans les charges environnementales attribuables aux changements climatiques pourraient avoir sur les structures de confinement en béton au cours des 50 prochaines années. Les principaux dangers liés au climat ont été étudiés, notamment la température extrême, les précipitations, le vent et l’élévation du niveau de la mer.

Demander le rapport final RSP-741.1

RSP-749.1 - Examen des renseignements les plus récents sur les risques liés à l’exposition des embryons et des fœtus aux rayonnements ionisants

Au Canada, le Règlement sur la radioprotection (CCSN, 2021) prévoit une limite de dose efficace pour les travailleuses du secteur nucléaire (TSN) fixée à 4 mSv pour le reste de la grossesse, à compter de la date à laquelle la TSN informe le titulaire de permis de sa grossesse.

La limite de dose fixée par la CCSN pour les TSN enceintes est fondée sur une analyse comparative du risque, sur des réunions publiques et sur la consultation des parties intéressées, qui ont eu lieu dans les années 1990 et qui ont sollicité l’opinion des travailleuses.

Afin de s’assurer que le cadre de protection de la CCSN est fondé sur les plus récentes données scientifiques, la CCSN a demandé un examen de la compréhension actuelle des risques pour l’embryon et le fœtus liés à l’exposition in utero au rayonnement ionisant.

Le but de l’étude est de fournir une analyse documentaire exhaustive des risques pour les embryons et les fœtus liés à l’exposition au rayonnement ionisant. En particulier, cette étude passe en revue les renseignements à jour sur les risques et examine des limites de dose et des approches réglementaires comparables dans divers pays du monde.

Le présent rapport fournit un examen complet des risques pour les embryons et les fœtus associés à l’exposition au rayonnement ionisant pour les travailleuses exposées en milieu de travail. Le rapport résume également les renseignements concernant les limites de dose de rayonnement dans divers pays.

Demander le rapport final RSP-749.1

RSP-761.1 - Tableau d’identification et de classement de phénomènes pour les conditions additionnelles de dimensionnement du réacteur BWRX-300

La CCSN a demandé aux Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) le soutien de spécialistes ainsi que de l’expertise-conseil sur les conditions additionnelles de dimensionnement (CAD) du réacteur BWRX-300, un réacteur à eau bouillante (REB) de GE-Hitachi Nuclear Energy. Les CAD sont un sous-ensemble d’accidents hors dimensionnement qui sont pris en compte dans la conception d’une installation et qui peuvent comprendre certains accidents graves.

Plus précisément, la CCSN a demandé aux LNC de préparer un tableau d’identification et de classement de phénomènes (TICP) pour les CAD du réacteur BWRX-300 en se fondant exclusivement sur l’information qui était disponible dans les ouvrages libres d’accès.

Trois CAD hypothétiques ont été prises en compte dans ce TICP : (1) la fermeture accidentelle d’une vanne d’isolement sur la conduite de vapeur principale simultanément à la défaillance du système d’arrêt primaire, désignée CAD-A, (2) la rupture d’une petite conduite rattachée à la cuve sous pression du réacteur à une hauteur inférieure au sommet du cœur, désignée CAD-B1, et (3) une panne d’électricité totale simultanément à une défaillance commune de tous les trains du système de condenseur d’isolement (SCI), désignée CAD-B2. Les scénarios de la CAD-B n’ont été pris en compte que jusqu’au moment précédant immédiatement la défaillance du fond de cuve, et ne tenaient pas compte des phénomènes hors cuve liés aux accidents graves qui pourraient éclipser les caractéristiques uniques du réacteur BWRX-300.

Demander le rapport final RSP-761.1

RSP-771.1 - Considérations géoscientifiques pour un DGP dans le Bouclier canadien

Le plan du Canada pour la gestion sûre à long terme de son combustible nucléaire usé comprend le confinement et l’isolement du combustible par rapport à l’environnement de surface dans un dépôt géologique en profondeur (DGP). Le concept de DGP canadien destiné au combustible usé a d’abord été élaboré (de la fin des années 1970 à la fin des années 1990) par Énergie atomique du Canada limitée (EACL), qui a étudié la faisabilité d’aménager d’un DGP, potentiellement dans le Bouclier canadien. Le projet n’est pas passé à l’étape de la sélection du site en raison d’un manque d’appui général du public. Depuis 2010, la Société de gestion des déchets nucléaires (SGDN) s’affairait à mettre en œuvre un processus de sélection du site, qui visait à trouver un site pour un DGP canadien dans une collectivité hôte consentante et informée. Dans son processus de sélection du site, la SGDN a d’abord cerné 22 collectivités hôtes volontaires, puis éliminé 20 sites potentiels [au moment de la rédaction du rapport] en raison de considérations scientifiques ou sociétales. La sélection de l’une des deux formations géologiques restantes, soit le batholite de Revell du Bouclier canadien et le calcaire de Cobourg de la région de South Huron, toutes deux en Ontario, sera annoncée à la fin de 2024.

Dans le cadre du présent rapport, notre objectif est d’examiner les considérations géoscientifiques relatives à un DGP dans le Bouclier canadien, en fonction des rapports canadiens existants (découlant des projets d’EACL et de la SGDN) et de l’expérience internationale dans des environnements de boucliers semblables. En particulier, nous examinons les caractéristiques tridimensionnelles des milieux rocheux cristallins dans les boucliers canadien et fennoscandien en tant que sites potentiels de dépôts, en fonction des exigences du dossier de sûreté visant l’isolement et le confinement des déchets nucléaires pour au moins un million d’années.

Les considérations couvrent diverses échelles, allant des mouvements de plaques à l’échelle continentale, qui régissent les contraintes in situ, aux nanopores, qui fournissent des indices sur l’âge et l’origine des fluides crustaux profonds, en passant par le microbiote, qui atténue l’état d’oxydation des eaux souterraines. Sur le plan temporel, les considérations vont des processus tectoniques archéens (env. 2,7 Ga), qui ont formé et déformé la croûte à la suite des événements glaciaires survenus au cours du dernier million d’années, aux prévisions relatives au comportement d’un DGP au cours du prochain million d’années.

Les données utilisées dans le présent rapport proviennent de documents accessibles au public : des articles de recherche à comité de lecture, des rapports de conférence, des rapports de site hébergés par les sites Web des responsables de la mise en œuvre et le dépôt du Système international d’information nucléaire (INIS) de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA).

Demander le rapport final RSP-771.1

RSP-772.1 - Approches de modélisation probabiliste pour l’estimation du taux de croissance des défauts dans un système à composants multiples

Les composants des centrales nucléaires font l’objet d’inspections en service, qui servent à relever tout nouveau mécanisme de dégradation et à surveiller l’état des composants dans le contexte des mécanismes de dégradation connus. Après la détection de défauts, il convient d’en estimer le taux de croissance en vue d’évaluer la durée de vie restante du composant en question et de planifier en conséquence les futures inspections et activités d’entretien.

Étant donné que les mécanismes de dégradation et leurs taux de croissance présentent des variations considérables, nous avons utilisé des méthodes probabilistes pour tenir compte des incertitudes sur le plan des évaluations de l’aptitude fonctionnelle et évaluations opérationnelles des composants de réacteurs, comme les tubes des générateurs de vapeur. Les incertitudes associées aux méthodes d’inspection servant à examiner l’état des composants et à consigner les dimensions des défauts constituent un autre facteur qui complique l’estimation des taux de croissance. Ces incertitudes sont généralement décrites par la probabilité de détection et l’erreur de mesure associées aux outils d’inspection.

Ce projet vise à étudier les approches probabilistes existantes et à mieux comprendre l’estimation des taux de croissance des défauts après la découverte d’un nouveau mécanisme de dégradation au sein d’une population constituée de plusieurs composants, p. ex., les générateurs de vapeur CANDU.

Dans le cadre du projet, nous examinons les modèles probabilistes des mécanismes de dégradation, les modèles de probabilité de détection ainsi que l’analyse probabiliste de l’erreur de mesure associée aux méthodes d’inspection afin d’envisager une approche probabiliste de l’estimation de la distribution des taux de croissance des défauts fondée sur les données d’inspection en service.

Demander le rapport final RSP-772.1

RSP-778.1 - Étude de faisabilité sur les applications utilisant des drones pour soutenir les activités de conformité de la CCSN

Les drones et la robotique sont des technologies qui s’améliorent rapidement et qui commencent à être utilisées dans le cadre des activités quotidiennes de l’industrie nucléaire. Ce projet visait à étudier la faisabilité d’utiliser ces technologies pour aider le personnel de la CCSN dans ses activités de vérification de la conformité.

La CCSN souhaite déterminer s’il est possible d’utiliser des drones et de la robotique pour ses activités de vérification de la conformité afin de trouver des techniques plus sûres, plus efficaces et plus rentables pour ces activités. Les cinq (5) principaux domaines d’intérêt comprennent :

  • l’échantillonnage en milieu aquatique
  • l’échantillonnage à distance
  • la surveillance des sites de mines et d’usines de concentration d’uranium
  • l’observation des exercices de sécurité
  • la surveillance des activités de construction

Le présent rapport se limite aux commentaires et aux recommandations de l’équipe des véhicules aériens sans pilote des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) pour les cinq (5) domaines d’intérêt. Il décrit les défis particuliers auxquels fait face la CCSN dans les domaines d’intérêt et présente des exemples de drones/robots et d’instruments connexes qui pourraient être utilisés pour atténuer une partie ou la totalité de ces défis. Enfin, le rapport décrit également comment chaque drone/robot pourrait relever les défis décrits et compare de nombreux drones/robots applicables en fonction du prix et du rendement.

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