Document d orientation sur la gestion de la durée de vie des centrales nucléaires GD-360

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1 Document d orientation sur la gestion de la durée de vie des centrales nucléaires GD-360 Juillet 2011

2 Document d orientation sur la gestion de la durée de vie des centrales nucléaires Projet de document d'orientation GD-360 Ministre de Travaux publics et Services gouvernementaux Canada 2011 Numéro de catalogue : XXXXX ISBN : XXXXX Publié par la Commission canadienne de sûreté nucléaire La reproduction d'extraits du présent document à des fins personnelles est autorisée à condition d'en citer la source en entier. Toutefois, sa reproduction en tout ou en partie à des fins commerciales ou de redistribution nécessite l'obtention préalable d'une autorisation écrite de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. This document is also published in English under the title: GD-360 Guidance for Life Management of Nuclear Power Plants Disponibilité du présent document Les personnes intéressées peuvent consulter le document sur le site Web de la CCSN à la page suretenucleaire.gc.ca Pour en commander des exemplaires, en français ou en anglais, veuillez communique avec : Commission canadienne de sûreté nucléaire 280, rue Slater Case postale 1046, Succursale B Ottawa (Ontario) K1P 5S9 CANADA Tél. : (613) ou (Canada seulement) Télécopieur : (613) Courriel : Site web : suretenucleaire.gc.ca Historique de publication [Mois, année] Édition x.0

3 Préface Au Canada, les centrales nucléaires font l'objet d'une surveillance réglementaire constante par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) pour s'assurer que leur exploitation ne pose pas de risque inacceptable pour la santé, la sûreté, la sécurité, ou l'environnement et qu'elle se conforme aux obligations internationales du Canada quant à l'utilisation pacifique de l'énergie nucléaire. Le document d'orientation GD-360 contient des directives pour aider les titulaires de permis à respecter les exigences du document d'application de la réglementation RD-360 (version 2), intitulé Gestion de la durée de vie des centrales nucléaires, qui décrit les exigences réglementaires pour l'exploitation à long terme d'une centrale nucléaire et pour la fin de son exploitation. L'exploitation à long terme d'une centrale nucléaire correspond à son exploitation au-delà de sa durée de vie nominale. Le document d'orientation GD-360 fournit des lignes directrices pour les activités exigées pour assurer le maintien en exploitation d'une centrale nucléaire jusqu'à sa mise à l'arrêt définitif et les activités permettant d'assurer l'exploitation à long terme. La fin de l'exploitation correspond à la mise à l'arrêt définitif et permanent de l'exploitation du réacteur d'une centrale nucléaire. Le document d'orientation GD-360 fournit des lignes directrices relatives aux activités menées durant la période de transition comprise entre l'arrêt du réacteur et son état de stockage sûr, jusqu à la phase de déclassement. Pour d'autres considérations relatives à la santé, à la sûreté et à l'environnement, il pourrait être nécessaire de respecter des exigences additionnelles. Il incombe au titulaire de permis d'identifier toute autre disposition législative ou norme applicable. i Ébauche

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5 Table des matières 1. Introduction Objet Portée Dispositions législatives et réglementaires pertinentes Normes nationales et internationales Exploitation à long terme Examen intégré de la sûreté Document de fondement de l'examen intégré de la sûreté Portée Protocole de communication pour les produits livrables et les échéances Énoncé du fondement d'autorisation au moment de commencer l'eis Examens des domaines de sûreté et de réglementation Liste des codes, des normes et des pratiques modernes Identification et présentation des constatations Processus décisionnel utilisé en gestion des risques Évaluation globale Système de gestion appliqué à l'eis Contrôle des modifications Examen des domaines de sûreté et de réglementation Système de gestion Gestion du rendement humain Rendement opérationnel Analyse de la sûreté Conception matérielle Aptitude fonctionnelle Radioprotection Santé et sécurité classiques Protection de l environnement Gestion des urgences et protection-incendie Gestion des déchets Sécurité Garanties Ébauche

6 Emballage et transport Rapports sur les domaines de sûreté et de réglementation Rapport final de l examen intégré de la sûreté Plan de mise en œuvre intégrée Plan de poursuite de l exploitation Plan d'exécution du projet de réfection Configuration de la centrale Programmes et processus de réfection Activités de construction Programme de démarrage Reprise de l'exploitation normale Suivi du projet Plan de fin d'exploitation Plan d'exploitation durable Plan de stockage à l état sûr Plan d'activités de stabilisation Plan de stockage et de surveillance Déclassement...42 Glossaire...43 Références...47 Renseignements supplémentaires...49 Annexe A : Gestion de la durée de vie des centrales nucléaires...51 Annexe B : Directives relatives au contenu technique : Vérifications de la suffisance...53 Annexe C : Domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN...55 Ébauche

7 1. Introduction Quand une centrale nucléaire approche de la fin de sa durée de vie nominale, le titulaire de permis met en œuvre les mesures et dispositions nécessaires pour prolonger ou arrêter son exploitation. L'exploitation à long terme (ELT) correspond à l'exploitation au-delà de la durée de vie nominale de la centrale nucléaire, justifiée par les résultats de l'examen intégré de la sûreté (EIS). Le titulaire de permis peut décider de poursuivre l'exploitation de la centrale jusqu'à sa remise à neuf ou sa mise à l'arrêt définitif, ou peut entamer des activités de réfection en vue d'assurer l'exploitation à long terme. La cessation définitive d'exploitation correspond à la mise à l'arrêt définitif et permanent de l'exploitation du réacteur d'une centrale nucléaire. L'installation de la centrale nucléaire reste assujettie au permis d'exploitation d'un réacteur de puissance (PERP) qui autorise les activités menées durant la période de transition comprise entre l'arrêt du réacteur et son état de stockage sûr, jusqu'à la phase de déclassement. 1.1 Objet Le présent document fournit des lignes directrices concernant les activités qui doivent être entreprises par un titulaire de permis pour assurer l'exploitation à long terme ou préparer la cessation définitive d'exploitation en vertu du document d'application de la réglementation RD- 360 (version 2), Gestion de la durée de vie des centrales nucléaires. 1.2 Portée Le présent document traite des activités à réaliser durant la phase d'exploitation de la centrale nucléaire en vertu de l'autorisation conférée par un PERP délivré par la Commission, et exclut les activités qui doivent être entreprises dans le cadre du permis de déclassement. 1.3 Dispositions législatives et réglementaires pertinentes Les dispositions de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et de ses règlements qui s'appliquent au présent document d'orientation englobent les éléments suivants : le paragraphe 24(4) de la LSRN stipule que «la Commission ne délivre, ne renouvelle, ne modifie ou ne remplace un permis que si elle est d'avis que l'auteur de la demande, à la fois : a) est compétent pour exercer les activités visées par la licence ou le permis; b) prendra, dans le cadre de ces activités, les mesures voulues pour préserver la santé et la sécurité des personnes, protéger l'environnement, maintenir la sécurité nationale et mener à bien les obligations internationales que le Canada a assumées» le paragraphe 24(5) de la LSRN stipule que «les permis peuvent être assortis des conditions que la Commission estime nécessaires à l'application de la LSRN...» l'article 3 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires décrit les dispositions générales relatives aux demandes de permis les alinéas 12(1)c), f) et i) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires stipulent que «le titulaire de permis : c) prend toutes les précautions raisonnables pour protéger l'environnement, préserver la santé 1 Ébauche

8 et la sécurité des personnes et maintenir la sécurité des installations nucléaires et des substances nucléaires;... f) prend toutes les précautions raisonnables pour contrôler le rejet de substances nucléaires radioactives ou de substances dangereuses que l'activité autorisée peut entraîner là où elle est exercée et dans l'environnement;... (i) prend toutes les mesures nécessaires pour aider le Canada à respecter tout accord relatif aux garanties qui s'applique;» les articles 3 et 6 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I énoncent les dispositions générales relatives aux demandes de permis pour des installations nucléaires et les renseignements requis dans une demande pour un permis d'exploitation d'une installation nucléaire. D'autres lois, règlements et codes s'appliquent également aux projets visant à assurer l'exploitation au-delà de la durée de vie nominale, notamment la Loi canadienne sur l'évaluation environnementale (LCEE) [2] et les règlements connexes [3, 4, 5, 6 et 7] et le Code canadien du travail, Partie II, Santé et sécurité au travail [8]. Les autres règlements pertinents figurent dans la partie Renseignements supplémentaires qui se trouve à la fin du présent document d'orientation. 1.4 Normes nationales et internationales Les principes et éléments clés utilisés dans l'élaboration du présent document d'orientation sont conformes aux normes, directives et pratiques nationales et internationales. Le document est également conforme aux publications suivantes : Agence internationale de l énergie atomique (AIEA), collection Rapports de sûreté n o 57, Safe Long Term Operation of Nuclear Power Plants, 2008 [9] AIEA, collection Normes de sûreté n o NS-G-2.10, Periodic Safety Review of Nuclear Power Plants - Safety Guide, 2003 [10] 2. Exploitation à long terme L'exploitation à long terme peut impliquer le remplacement ou la remise à neuf de composants importants, des modifications substantielles à la centrale, ou une combinaison des deux. La nécessité d'une réfection sera en grande partie dictée par la durée de l'elt proposée. À ce moment-là, le titulaire de permis se prépare en vue d'un examen intégré de la sûreté (EIS) et du plan de mise en œuvre intégrée (PMOI) qui en découle. Les modifications et mises à niveau décrites dans le PMOI pour l'exploitation sécuritaire de la centrale sont proportionnelles à la portée de l'examen effectué et à la durée de l'elt proposée. Dès que le PMOI est terminé et que l'eis est établi, le titulaire de permis présente soit un plan de maintien en exploitation ou un plan d'exécution détaillé du projet de réfection comprenant des considérations relatives à la reprise de l'exploitation commerciale. Dans les centrales à plusieurs tranches, des plans différents peuvent être appliqués à chaque tranche. Par exemple, si le titulaire de permis décide de remettre à neuf une centrale à plusieurs tranches, il peut envisager une réfection échelonnée de chaque tranche plutôt que d'arrêter toutes les tranches en même temps. Dans ce cas, le plan devrait comprendre des considérations intéressant à la fois la poursuite de l'exploitation et la réfection. Les travaux exigés par le PMOI peuvent constituer un projet en vertu de la Loi canadienne sur l'évaluation environnementale et être assujettis à une évaluation environnementale (EE). Le titulaire est libre de choisir l'ordre dans lequel exécuter l'ee et l'eis. Le titulaire de permis 2 Ébauche

9 trouvera dans le document Préparation des descriptions de projet en vertu de la Loi canadienne sur l'évaluation environnementale [11], produit par l'agence canadienne d'évaluation environnementale, des renseignements pouvant l'aider à élaborer la description du projet. En cas d'elt, le titulaire de permis doit accomplir les activités suivantes : effectuer l'eis élaborer le PMOI élaborer et mettre en œuvre le plan de maintien en exploitation élaborer et mettre en œuvre la réfection et le plan d'exécution du projet. 2.1 Examen intégré de la sûreté L'EIS est un projet comprenant les activités suivantes : préparer le document de fondement de l'eis effectuer les examens des domaines de sûreté et de réglementation (DSR) réaliser l'évaluation globale; préparer le rapport final de l'eis. Les résultats sont utilisés pour établir les mesures correctives et les améliorations de la sûreté à inclure dans le PMOI. Si la réfection exige une mise à l'arrêt prolongée, le titulaire de permis doit établir un plan de réfection et d'exécution du projet. Pour réaliser l'eis en vue d'une ELT, le titulaire de permis devrait appliquer les principes énoncés dans le Rapport de sûreté n o 57 de l'aiea, Safe Long Term Operation of Nuclear Power Plants, et dans le Guide de sûreté de l'aiea NS-G-2.10, Periodic Safety Review of Nuclear Power Plants. L'expérience acquise à l'échelle internationale a montré que le titulaire de permis consacrent un temps et une énergie considérables pour effectuer un EIS. La réalisation d'un bilan périodique de la sûreté, tel que décrit dans le guide de sûreté NS-G-2.10 de l'aiea, peut servir de point de repère pour le temps et l'énergie nécessaires. Le titulaire de permis devrait s'organiser en conséquence et entamer des discussions avec la CCSN pour s'assurer de bien comprendre les attentes et de gérer les risques liés au projet. 2.2 Document de fondement de l'examen intégré de la sûreté Le premier document exigé pour le projet d'eis est le document de fondement de l'eis qui présente la portée et la méthodologie d'exécution de l'eis. Le document de fondement décrit les modalités générales du projet d'eis. Pour s'assurer que le titulaire de permis et l'organisme de réglementation ont les mêmes attentes en ce qui concerne la portée et les résultats du projet, le titulaire de permis devrait préparer et présenter le document de fondement à la CCSN avant de procéder aux examens des SSC. Le titulaire de permis devrait exposer un plan de projet général dans le document de fondement de l'eis et établir les éléments suivants : détails concernant l'organisation du projet; calendrier réalisable avec mise en évidence des jalons importants; identification des principales personnes participant au projet; identification et compétences des entrepreneurs et des fournisseurs utilisés; liste des résultats applicables au processus. 3 Ébauche

10 Dans certains cas, le document de fondement nécessitera une révision. Dans le cadre du document de fondement, le titulaire de permis devrait préparer une méthode permettant de proposer, suivre et consigner tout changement. En outre, il conviendrait de fournir des directives sur le type de changements qui exigeraient la révision du document de fondement Portée Le document de fondement décrit la portée des examens à réaliser dans le cadre de l'eis. Pour permettre une compréhension commune des éléments en cours d'examen, le document de fondement identifie les installations, les SSC et la période couverte par l'examen. Le type d'elt (avec ou sans remise à neuf) dictera l'ampleur de la portée nécessaire. La durée de l'elt proposée peut aller de dix ans minimum jusqu'à une période comparable à la durée de vie théorique initiale de la centrale. Lors de l'établissement de la portée de l'eis, le titulaire de permis devrait être prudent et prévoir plusieurs années au-delà de la période d'elt proposée. Si l'on décide de poursuivre l'exploitation de la centrale au-delà de la période d'elt proposée, les travaux préparatoires réalisés permettent de déterminer les mises à niveau et les modifications nécessaires pour poursuivre l'exploitation en toute sécurité Protocole de communication pour les produits livrables et les échéances Au début de l EIS, un protocole approprié devrait être établi entre le titulaire de permis et la CCSN. Le titulaire de permis devrait fournir des détails relatifs au processus administratif destiné à la présentation et à la gestion des produits livrables. Ce protocole s applique à l ensemble du projet et le protocole devrait faciliter le respect des échéances et assurer la présentation de renseignements complets et exhaustifs dans les délais impartis. Ce protocole devrait permettre de satisfaire aux exigences de tous les règlements applicables et du document d application de la réglementation RD-360, et devrait aborder les quatre points clés suivants : identification des points de contact pour les communications échéances ou délais spécifiques pour les activités prévues mécanisme de résolution des conflits processus de contrôle des modifications apportées au protocole convenu Énoncé du fondement d'autorisation au moment de commencer l'eis Aucune directive supplémentaire n'est nécessaire à ce moment-ci Examens des domaines de sûreté et de réglementation La méthode qui sera appliquée dans les examens des DSR devrait être décrite dans le document de fondement afin de montrer la façon dont le titulaire de permis envisage d'atteindre les objectifs de chaque DSR. Il convient d'indiquer le type d'examen (clause par clause, de haut niveau) appliqué à chaque élément examiné. Il faudrait également décrire la méthode utilisée pour traiter des interdépendances dans les services communs et les questions concernant l'ensemble du site Liste des codes, des normes et des pratiques modernes La comparaison de l'état actuel de la centrale par rapport aux codes et normes modernes utilisés dans les centrales nucléaires fait partie intégrante de l'eis. Avant d'entreprendre tout travail, il faut convenir d'une date d'entrée en vigueur des codes et d'une liste des codes et normes à appliquer. Ceci assure la cohérence et le partage des attentes lors des examens. 4 Ébauche

11 Les normes et codes devraient être sélectionnés en tenant compte de la philosophie du cadre de réglementation de la CCSN ainsi que des pratiques internationales actuelles, de la recherche ou des nouvelles découvertes pertinentes, de toute expérience pertinente acquise dans le cadre de l'exploitation et de tout autre document de réglementation de la CCSN. Pour sélectionner des normes, le titulaire de permis devrait tenir compte avant tout de celles mentionnées dans les permis ou autres documents de réglementation. Il convient également de tenir compte des documents de l'aiea et des autres normes internationales appropriées. Lorsqu'il n'existe pas de norme canadienne appropriée, le titulaire de permis devrait proposer un substitut raisonnable. Il faudrait établir une liste commune de normes, de méthodes et de pratiques d'excellence de l'industrie indiquant les éléments à prendre en compte lors de l'exécution des examens Identification et présentation des constatations L'identification des constatations se fera au fur et à mesure de la réalisation des examens des DSR et de l'évaluation globale. Le titulaire de permis devrait proposer une méthode permettant d'identifier toutes ces constatations, de les classer par catégories et en fonction des risques, et d'y donner suite. Le titulaire de permis devrait justifier la logique qui sous-tend le classement par catégories de toutes les constatations à l'aide d'arguments techniques et de preuves objectives. Il faut accorder la priorité aux constatations qui ne se conforment pas au fondement d'autorisation ou au dimensionnement, et ces constatations seront traitées aussi rapidement que possible Processus décisionnel utilisé en gestion des risques Le titulaire de permis devrait présenter une liste des mesures correctives proposées en vue de leur acceptation par la CCSN. Normalement, le titulaire de permis sera en mesure de choisir entre différentes modes de présentation des constatations. Lors de l'élaboration des mesures correctives, le titulaire de permis devrait décider de la façon d'aborder et de résoudre les constatations faites dans le cadre de l'eis. Le processus utilisé par le titulaire de permis pour prendre des décisions devrait être présenté à la CCSN aux fins d'examen. Ce processus peut inclure un processus décisionnel tenant compte du risque, une analyse coûts-avantages, une analyse déterministe de la sûreté et un jugement professionnel. Ce processus décisionnel est appliqué tout au long de l'eis et devrait être clairement décrit dans le document de fondement de l'eis Évaluation globale L'évaluation globale est une évaluation du risque global posé par la centrale nucléaire. Pour effectuer l'examen, le titulaire de permis devrait faire appel à un groupe de spécialistes impartiaux (c.-à-d. des personnes qui ne sont pas directement impliquées dans la réalisation des examens des DSR) possédant une expérience suffisante en la matière. L'équipe devrait examiner les constatations faites dans le cadre des examens des DSR et fournir une analyse de tous les problèmes d'interface entre les examens des DSR, et entre toute dérogation particulière. Ce travail devrait permettre au titulaire de permis de présenter une évaluation du risque global posé par la centrale nucléaire comprenant l'évaluation des problèmes d'interface et des risques liés aux dérogations identifiées dans l'eis. Les résultats de l'évaluation globale devraient également examiner dans quelle mesure les exigences suivantes sont respectées : les buts et les limites de la sûreté, la défense en profondeur et les autres méthodes de sûreté fondamentales. Le titulaire de permis devrait décrire les méthodes utilisées pour réaliser l'évaluation globale, pour évaluer les risques liés aux constatations et pour formuler un jugement global sur l'acceptabilité des risques posés par l'elt. 5 Ébauche

12 Si le titulaire de permis propose d'appliquer une méthode convenue d'analyse coûts-avantages afin de corriger une lacune ou un ensemble de lacunes, d'élaborer une mesure corrective, de mettre en œuvre une amélioration de la sûreté ou une combinaison de telles activités, la méthodologie destinée à l'évaluation globale peut servir à évaluer le rapport coût-efficacité des résultats Système de gestion appliqué à l'eis Le titulaire de permis devrait décrire le système de gestion appliqué pour réaliser l'eis. Le titulaire de permis devrait s'assurer que : l'équipe chargée d'effectuer l'eis est qualifiée pour accomplir l'examen; des dispositions ont été prises en vue d'un examen indépendant du travail réalisé, tant sur le plan des processus d'examen que des documents relatifs à la sûreté des contrôles des données et des renseignements sont en place pour assurer l'utilisation systématique des données d'entrée tout au long de l'examen; les exigences en matière de préparation et de vérification des documents sont satisfaites les résultats sont consignés de façon systématique et de manière à permettre leur vérification. Par exemple, lors de l'évaluation de la centrale par rapport aux codes modernes, le titulaire de permis devrait veiller à ce que les codes soient comparés à la conception de la centrale telle que construite au lieu de comparer les codes entre eux Contrôle des modifications Durant le laps de temps qui sépare l'acceptation du document de fondement de l'eis et le démarrage des activités de réfection, les codes et normes identifiés dans le document de fondement peuvent être modifiés, ou de nouveaux codes et normes peuvent entrer en vigueur. Le titulaire de permis devrait décrire le processus qui sera utilisé pour tenir compte de l'apparition de nouveaux codes ou normes, ou des modifications apportées aux codes et normes actuels. La date d'entrée en vigueur des codes doit être mentionnée dans toute constatation présentée. Le processus devrait décrire la méthodologie utilisée pour évaluer l'importance des constatations sur le plan de la sûreté. La décision de procéder à l'elt d'une centrale nucléaire est principalement déterminée par des considérations économiques liées aux résultats de l'eis. Le titulaire de permis devrait décrire le processus utilisé pour communiquer ces modifications à la CCSN. Ce processus devrait permettre au titulaire de permis d'aviser la CCSN de la modification proprement dite et de toute implication importante de celle-ci, comme des changements au calendrier, à la portée ou aux processus. 2.3 Examen des domaines de sûreté et de réglementation Les sections qui suivent décrivent le contenu attendu de chaque examen des DSR. Le titulaire de permis devrait effectuer les examens des DSR après acceptation du document de fondement de l'eis par le personnel de la CCSN. L'annexe C énumère les DSR et les sujets à prendre en compte dans chaque domaine. L'amélioration continue est un aspect important de chaque examen des DSR de sorte que le titulaire de permis devrait élaborer des initiatives à ce sujet lors de chaque examen et décrire les avantages offerts par rapport aux pratiques existantes. Afin d'assurer la cohérence des examens, le titulaire de permis devrait consulter l'annexe B pour vérifier si les documents sont convenablement préparés et fournissent les renseignements demandés. On conseille au titulaire de permis de veiller à ce que la portée de chaque examen tienne compte de ses propres exigences et des exigences de tout DSR connexe, le cas échéant. 6 Ébauche

13 Les examens des domaine de sûreté et de réglementation sont réalisés par le titulaire de permis afin d'évaluer l'état réel de la centrale nucléaire par rapport aux attentes les plus récentes plutôt que de comparer les nouvelles versions des codes, normes et pratiques aux anciennes éditions Système de gestion L'examen devrait confirmer que les modalités, les processus, les ressources et les plans du système de gestion de l'organisation sont pertinents et efficaces pour réaliser les stratégies et objectifs opérationnels visant à l'exploitation à long terme ou à l'arrêt de l'exploitation, et devrait apporter les modifications qui s'imposent. L'examen devrait en outre confirmer la mise en œuvre d'un système de gestion conforme aux exigences générales et aux principes énoncés dans la norme de l'association canadienne de normalisation (CSA) N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [13]. L'application de la norme CSA N286 et d'autres référentiels concernant les systèmes de gestion (ISO [14], OHSAS [15], etc.) devrait permettre à l'examen d'explorer d'autres possibilités d'intégration des processus pour gérer l'entreprise et les mesures nécessaires pour répondre aux exigences de celle-ci Rendement organisationnel Le domaine d'examen axé sur le rendement organisationnel examine l'influence exercée par le leadership, la gestion, la culture, les processus et les politiques sur le rendement des titulaires de permis su le plan de la sûreté. Ce domaine examen aborde les aspects suivants : les programmes de sûreté la culture de sûreté la gestion des entrepreneurs. Le système de gestion devrait incorporer la gestion de la sûreté dans la gestion générale. La culture de sûreté est un sous-ensemble de la culture organisationnelle et peut être évaluée pour déterminer dans quelle mesure le titulaire de permis adopte des attitudes saines à l'égard des risques et de la sûreté. Bien qu'il soit difficile de mesurer la culture de sûreté proprement dite, le titulaire de permis, en accordant une attention particulière à la culture de sûreté, est en mesure de surveiller la santé de l'organisation et d'intervenir au besoin. La CCSN considère que les éléments qui suivent sont essentiels pour établir une solide culture de sûreté : la culture de sûreté est clairement reconnue comme une valeur positive dans l'ensemble de l'organisation les responsabilités en matière de sûreté sont claires la sûreté est intégrée à toutes les activités de l'organisation un processus de leadership en matière de sûreté existe au sein de l'organisation la culture de sûreté de l'organisation repose sur l'apprentissage l'attention accordée à la sûreté dans l'environnement de travail est évidente et soutenue. La gestion des entrepreneurs fait partie du domaine d'examen axé sur le rendement organisationnel étant donné qu'une exploitation sûre est exigée pour l'ensemble des travailleurs, y compris les entrepreneurs. 7 Ébauche

14 L'examen du programme de sûreté et de sa mise en œuvre devrait inclure : des documents démontrant l'application efficace des programmes de sûreté le maintien des compétences des travailleurs par le biais d'une approche systématique à la formation. L'examen du programme et la mise en œuvre d'une culture de sûreté devraient confirmer que : le processus destiné à évaluer la culture de sûreté est adéquat les ressources et l'expertise mises en œuvre sont suffisantes les évaluations de la culture de sûreté sont réalisées de façon régulière les résultats des évaluations de la culture de sûreté sont exploités le processus fait l'objet d'un suivi le processus d'application de mesures correctives est efficace les mesures sont présentées à la CCSN avant le renouvellement du permis ou à la suite d'incidents importants. En ce qui concerne la gestion des entrepreneurs, l'examen devrait confirmer : l'efficacité du processus de sélection préalable et de sélection la surveillance et le maintien des niveaux de dotation la formation adéquate des entrepreneurs la planification efficace des travaux et l'intégration des travaux par les titulaires de permis et les entrepreneurs le contrôle efficace de la sécurité du personnel de l'entrepreneur la surveillance et le contrôle des heures de travail des entrepreneurs l'adéquation des procédures de l'entrepreneur aux objectifs Gestion du rendement humain Les titulaires de permis sont censés élaborer et mettre en œuvre un programme permettant de surveiller et d'améliorer constamment le rendement humain, de cerner les faiblesses du rendement humain, et de réduire la probabilité d'incidents touchant la sûreté nucléaire dont les causes ou les causes profondes sont liées au rendement humain. Les programmes de rendement humain d'une centrale devraient être élaborés, examinés en termes d'efficacité et mis à jour en permanence, depuis la construction jusqu'au déclassement des installations nucléaires. L'examen devrait confirmer que les programmes de rendement humain : figurent au cœur des préoccupations de la direction bénéficient de ressources adéquates tiennent compte du rendement humain à toutes les étapes du cycle de vie des systèmes, dans tous les secteurs de la centrale reflètent les pratiques d'excellence actuellement admises dans l'industrie suivent les pratiques d'excellence de l'industrie appliquent au besoin les leçons tirées d'autres secteurs industriels à risques très élevés examinent les définitions des facteurs humains et du rendement humain afin d'assurer leur acceptabilité 8 Ébauche

15 abordent et intègrent la gamme de facteurs humains qui influent sur le rendement humain. Les éléments suivants devraient être passés en revue afin de s'assurer qu'il existe une interface efficace entre eux : mise à disposition de personnel qualifié recrutement accréditation et formation dotation en personnel effectif minimal par quart: aptitude au travail heures de travail gestion de la fatigue réduction des erreurs humaines facteurs humains dans la conception élaboration de procédures respect des procédures systèmes de protection en milieu de travail et de permis d'exécution de travaux roulement des équipes de travail breffage avant et après les travaux appui organisationnel pour la sécurité des activités opérationnelles facteurs humains dans l'analyse de la sûreté rendement organisationnel et culture de sûreté amélioration constante du rendement humain. Le programme devrait veiller à ce que l'organisation appuie la sécurité des activités opérationnelles et assurer l'intégration effective des renseignements et des activités relatives au rendement humain. Le titulaire de permis devrait soutenir le programme de rendement humain en assurant les éléments suivants : mise en œuvre par une personnel convenablement qualifié; compréhension commune du rendement humain; attentes clairement définies, communiquées à l'ensemble du personnel et comprises par celui-ci Procédures Les procédures devraient être exactes sur le plan technique, complètes, claires et concises et devraient contenir les informations et les instructions adéquates pour permettre au personnel (par exemple, les opérateurs, les spécialistes de la maintenance ou les contrôleurs) d'accomplir leurs tâches. Elles devraient être dépourvues d'ambiguïtés et correspondre à la configuration actuelle de la centrale. Ceci assure que les procédures sont adaptées au but auquel elles sont destinées. Les renseignements tirés des analyses des tâches devraient servir à élaborer les différentes étapes techniques de la procédure et le format ainsi que l'organisation des procédures doivent être fondés sur un guide du rédacteur tenant compte de la facilité d'utilisation des procédures. Les procédures doivent être vérifiées sur le plan de l'exactitude technique et validées par une «visite» de la tâche ou des tâches avec des utilisateurs finaux représentatifs, afin de s'assurer que les procédures peuvent être exécutées comme prévu et que les exigences techniques des tâches peuvent être réalisées. 9 Ébauche

16 L'examen du processus d'élaboration et de mise en œuvre des procédures devrait prendre en compte les éléments suivants : disponibilité des procédures d'exploitation courante, inhabituelle et en cas d'urgence contenu des procédures fondé sur les tâches, et analyse des tâches rédacteurs de procédures compétents guide du rédacteur et exigences de facilité d'utilisation processus efficace de vérification et de validation des procédures processus efficace de révision et de modification des procédures élaboration des procédures en temps utile contrôle des documents de procédure formation du personnel à l'utilisation des procédures. L'examen du processus permettant d'assurer la conformité aux procédures devrait inclure : des attentes clairement définies en ce qui concerne l'utilisation des procédures; la disponibilité de la dernière version mise à jour des procédures des mécanismes efficaces permettant d'imposer l'utilisation des procédures et de surveiller l'utilisation et les dérogations processus clairement défini de gestion des dérogations aux procédures Organisation du travail et conception des tâches L'organisation du travail et la conception des tâches se rapportent à l'organisation et à la mise à disposition du personnel adéquat, ainsi qu'à l'organisation et à l'attribution des tâches assignées aux travailleurs, afin de leur permettre d'accomplir leur tâches de façon sûre et de s'assurer que les objectifs du projet seront atteints. Le guide d'application de la réglementation G-323, Assurer la présence d'un nombre suffisant d'employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I Effectif minimal [16], décrit les attentes de la CCSN en vue d'assurer la présence d'un nombre suffisant d'employés qualifiés dans les installations nucléaires de catégorie I. Le guide d'application de la réglementation G-278, Plan de vérification et de validation des facteurs humains [17] décrit les attentes de la CCSN en ce qui concerne la validation d'une dotation adéquate. L'examen de l'organisation du travail et de la mise à disposition du personnel adéquat devrait inclure : la définition et le maintien de niveaux de dotation fondés sur les besoins nécessaires pour atteindre les objectifs de sûreté de l'organisation un processus vérifiable permettant de s'assurer que les changements de dotation n'auront pas d'incidence négative les objectifs de sûreté un processus efficace de gestion des changements à l'appui des changements de dotation. La mise en œuvre du processus de gestion de l'effectif minimal devrait comprendre : l'analyse systématique des besoins de l'installation la détermination du nombre de travailleurs composant l'effectif minimal (EM) pour les postes susceptibles d'avoir une incidence du la sûreté en cas d'incident la validation de l'em conformément aux exigences énoncées dans le guide d'application de la réglementation G Ébauche

17 un plan efficace pour résoudre les problèmes d'em en cas de pandémie la surveillance en tout temps de l'em la tenue de dossiers démontrant le respect des exigences relatives à l'em pour chaque quart de travail le signalement à la CCSN des infractions relatives à l'em la demande du consentement de la CCSN pour toute modification de l'em le bilan périodique du programme relatif à l'em Aptitude au travail Cette partie de l'examen a pour but de confirmer l'aptitude à l'emploi des travailleurs qui exécutent des tâches susceptibles d'avoir une incidence sur la sûreté. Une évaluation de l'aptitude à l'emploi d'un travailleur peut être menée en tenant compte des éléments d'un programme, des circonstances du travail et du niveau d'aptitude des travailleurs. L'examen devrait décrire les méthodes utilisées pour évaluer le niveau d'aptitude des travailleurs: apte, provisoirement apte, provisoirement inapte et définitivement inapte. Lors de l'évaluation du programme d'aptitude au travail, il faudrait passer en revue les éléments suivants : examens médicaux examens psychologiques heures de travail gestion de la fatigue; dépistage des toxicomanies et analyses biochimiques. Le programme d'aptitude au travail devrait tenir compte des différentes situations professionnelles des travailleurs, y compris : les évaluations avant affectation les évaluations périodiques les examens motivés (comportement observé) les évaluations à la suite d'un accident le programme d'aide aux employés le retour au travail le changement de poste l'invalidité permanente Rendement opérationnel Le titulaire de permis devrait avoir un système permettant de consigner tous les incidents et d'évaluer leur importance pour la sûreté. En outre, les dossiers relatifs à l'exploitation, à l'entretien, aux essais, aux inspections, aux remplacements et aux modifications de la centrale devraient être régulièrement évalués pour identifier toute situation ou tendance dangereuse. Les résultats de ces évaluations devraient être convenablement résumés pour fournir un jugement global du rendement opérationnel. Des indicateurs de rendement (IR) devraient être utilisés, tant pour les échecs que pour les succès. L'EIS devrait examiner tous les IR pertinents et ceux-ci devraient faire l'objet d'une analyse des tendances pour mettre en évidence les problèmes potentiels en matière de sûreté. Le titulaire de permis peut également comparer le IR avec d'autres installations nucléaires afin de tirer profit de leurs expériences. 11 Ébauche

18 Combinée aux résultats de la recherche scientifique, l'expérience acquise dans d'autres centrales semblables ou différentes peut occasionnellement révéler des faiblesses sur le plan de la sûreté ou aider à résoudre les problèmes existants. Le titulaire de permis devrait prendre des dispositions pour évaluer l'information et les commentaires reçus dans le cadre de ses activités habituelles. Le rapport sur les DSR devrait comprendre un examen de la pertinence de ces dispositions et de la mise en œuvre en temps opportun de toute constatation. Le titulaire de permis devrait examiner et vérifier l'efficacité des éléments suivants : système permettant d'identifier et de classer les incidents liés à la sûreté dispositions prises en vue de l'analyse des causes profondes d'incidents et des commentaires formulés à propos des résultats méthodes utilisées pour sélectionner, consigner, analyser les tendances et fournir des commentaires sur les données opérationnelles liées à la sûreté, y compris celles concernant l'entretien, les essais et les inspections systèmes destinés à l'approbation formelle, la documentation et la modification des procédures compréhension et acceptation de ces procédures par la direction et le personnel présent sur les lieux preuve du respect de ces procédures degré de fiabilité des hypothèses formulées en ce qui concerne les mesures prises par le titulaire de permis et les conclusions tirées de l'analyse de la sûreté, de la conception de la centrale et de l'expérience opérationnelle dispositions prises pour les des retours d'expérience relative à la sûreté de centrales semblables ou d'un autre type; dispositions prises pour la réception de renseignements concernant les résultats de programmes de recherche pertinents évaluation des données issues de la recherche et mesures prises en ce domaine modifications de la centrale résultant de l'expérience opérationnelle acquise ou des données issues de la recherche Surveillance et amélioration du rendement Le processus de surveillance et d'amélioration du rendement consiste à recueillir des données et des informations sur le rendement des activités d'une organisation, à analyser les données, à élaborer et à mettre en œuvre des plans d'amélioration, et de surveiller l'efficacité des modifications destinées à apporter des améliorations. Étant donné que les interventions humaines causent la plupart des événements ou y contribuent, l'analyse des événements devrait inclure l'identification de ces causes ou facteurs contributifs. Ces renseignements devraient servir à apporter des changements pour réduire la probabilité d'occurrence de ces événements dans le futur. Le titulaire de permis devrait examiner et vérifier l'efficacité des processus suivants : identifier et consigner les conditions régnant dans la centrale processus permettant de mener des évaluations du rendement interne activités d'établissement de points de référence et résultats de celles-ci mesures correctives; vérifications périodiques. 12 Ébauche

19 2.3.4 Analyse de la sûreté Analyse déterministe de la sûreté Le rapport sur les DSR devrait au besoin mettre à jour l'analyse de la sûreté actuelle pour s'assurer qu'elle se fonde sur la conception réelle de la centrale, qu'elle reflète l'état actuel et l'état prévu des SSC à la fin de la période visée par l'examen, et qu'elle tienne compte de tous les événements initiateurs hypothétiques appropriés pour la conception de la centrale et l'emplacement de celle-ci. Le titulaire de permis devrait utiliser des méthodes d'analyse actuelles et acceptées, en particulier en ce qui concerne les programmes informatiques destinés aux analyses des perturbations. Les hypothèses utilisées dans ces calculs (avec la méthode prudente ou la méthode de la meilleure estimation) devraient être justifiées en ce qui concerne les incertitudes inhérentes afin de mieux comprendre les marges de sûreté existantes. Le titulaire de permis devrait passer en revue les éléments suivants : les méthodes d'analyse déterministe de la sûreté existantes et les hypothèses utilisées pour les réaliser les limites et les états de fonctionnement autorisés les incidents de fonctionnement prévus les événements initiateurs hypothétiques (pour les analyses de la sûreté existantes et une liste comparable pour une installation nucléaire moderne) les méthodes analytiques et les programmes d'ordinateur utilisés dans les analyse déterministe de la sûreté et les méthodes comparables existantes pour une centrale nucléaire moderne, y compris la validation les doses de rayonnement et les limites des rejets de matières radioactives en cas d'accidents les lignes directrices des analyse déterministe de la sûreté, y compris les lignes directrices en matière de critère de défaillance unique, de redondance, de diversité et de séparation. L'examen de l'analyse déterministe de la sûreté devrait déterminer si la conception réelle de la centrale est capable de répondre aux exigences limites réglementaires prescrites pour les doses de rayonnement et les rejets de matières radioactives résultant d'accidents hypothétiques. Il devrait également identifier ou confirmer toute faiblesse importante ou tout point fort de la conception de la centrale en ce qui concerne l'application de la défense en profondeur, et devrait évaluer l'importance des systèmes et des mesures destinés à prévenir ou contrôles les accidents, en tenant compte d'un ensemble complet d'événements initiateurs hypothétiques. Si le concept de sûreté de la centrale diffère des pratiques actuelles, il faudrait aborder tous les avantages ou désavantages inhérents à ce concept de sûreté. L'état actuel de cette analyse de la sûreté devrait être examiné quant à l'exhaustivité de l'ensemble d'événements initiateurs hypothétiques et quant à sa portée, ses méthodes et ses hypothèses Analyse probabiliste de la sûreté Le rapport sur les DSR devrait au besoin mettre à jour l'analyse probabiliste de la sûreté (APS) pour assurer sa validité en tant que modèle représentatif de la centrale lors de la prise en compte des aspect suivants : modifications apportées à la conception de la centrale; nouveaux renseignements techniques; méthodes actuelles; nouvelles données opérationnelles. 13 Ébauche

20 L'APS devrait comporter une évaluation de la fiabilité humaine (EFH). L'EFH est une méthode d'estimation de la probabilité des erreurs humaines, notamment la probabilité qu'une personne ou un groupe accomplisse correctement, dans le délai imparti, une tâche indispensable à la sûreté du système. L'EFH peut également examiner la probabilité qu'une personne étrangère accomplisse une tâche ou une action préjudiciable à la fiabilité ou à la disponibilité du système. Les résultats de l'aps devraient être comparés aux critères de sûreté probabilistes (par exemple en ce qui concerne la fiabilité des systèmes, les dommages au cœur ou les rejets des matières radioactives) lorsque ceux-ci ont été définis pour la centrale. L'APS devrait être suffisamment tenue à jour pendant la durée de vie de la centrale afin de servir au processus décisionnel. L'APS devrait être utilisée pour identifier les possibilités d'améliorations futures en révélant les faiblesses présentées par la conception et l'exploitation de la centrale. Il faudrait revoir le programme de gestion des accidents pour les accidents hors dimensionnement. Le titulaire de permis devrait déterminer si le programme permet d'éviter les dommages importants au cœur ou de limiter ses conséquences. L'examen devrait prendre en compte les aspects suivants : l'aps existante est ses hypothèses la mise à jour de l'aps pour refléter l'état actuel de la centrale les événements initiateurs hypothétiques (pour l'aps existante et une liste comparable pour une installation nucléaire moderne) les méthodes analytiques et les programmes d'ordinateur utilisés dans l'aps et les méthodes comparables existantes pour une centrale nucléaire moderne, y compris la validation les lignes directrices de l'aps en ce qui concerne l'intervention des opérateurs, les événements de cause commune, les effets d'interaction, la redondance et la diversité la cohérence du programme de gestion des accidents pour les accidents hors dimensionnement avec les résultats de l'aps Analyses des dangers L'examen devrait confirmer la protection adéquate de la centrale nucléaire contre les dangers internes et externes et devrait prendre en compte la conception réelle de la centrale, les caractéristiques de l'emplacement, l'état des SSC et leur état prévu à la fin de la période couverte par l'aps, et les méthodes analytiques, les normes en matière de sûreté et les connaissances actuelles. L'examen devrait établir une liste des dangers internes et externes qui pourraient avoir une incidence sur la sûreté de la centrale, en tenant compte de la conception de la centrale, de l'état des SSC et des caractéristiques de l'emplacement. Le titulaire de permis devrait aussi examiner les modifications apportées à la conception de la centrale, le climat, le risque de crue, ainsi que les activités industrielles et de transport menées à proximité de l'emplacement de la centrale. Le titulaire de permis devrait analyser les éléments suivants : les dangers internes tels que les incendies (prévention et extinction), les inondations, l'effet de fouet des tuyaux, les missiles, les rejets de vapeur, les pulvérisations, les gaz toxiques, les explosions et les mouvements de grues 14 Ébauche

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