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 : [email protected] 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

21 les dangers externes tels que le modifications des caractéristiques de l'emplacement, les inondations et les tsunamis, les vents violents, les températures extrêmes, les dangers de nature sismique, les accidents d'avion, les gaz toxiques et les explosions pour chaque danger, l'examen devrait utiliser des données et des techniques d'analyse actuelles pour démontrer que la probabilité ou les conséquences du danger sont suffisamment faibles pour ne pas nécessiter de mesures de protection particulières, ou démontrer que le danger fait l'objet de mesures de prévention et d'atténuation adéquates. Toute déficient devrait être identifiée Facteurs humains dans l'analyse de la sûreté Le titulaire de permis devrait examiner la contribution des erreurs humaines et de la fiabilité humaine en identifiant les dangers et les risques. Il devrait également tenir compte des interventions humaines durant les conditions normales et les conditions d'accident dans des études de l'opérabilité et des risques, et dans des analyses des modes de défaillances et de leurs effets. Le titulaire de permis devrait suivre les pratiques d'excellence de l'industrie lors des évaluations, des analyses et de la modélisation des interventions humaines. Il devrait examiner les facteurs qui influent sur le rendement humain (les facteur humains) et procéder à la validation des interventions humaines pour s'assurer qu'elles sont réalisables. Les interventions humaines devraient être systématiquement prises en compte dans les différentes analyses de la sûreté et lors les activités de conception des systèmes. L'examen des facteurs humains dans l'analyse de la sûreté devrait inclure : une méthode systématique d'analyse des tâches et d'identification des erreurs humaines; l'intégration des erreurs humaines dans l'analyse de sûreté une méthode solide, éprouvée et systématique de quantification des erreurs humaines la documentation de l'analyse une représentation adéquate des erreurs humaines dans l'analyse de la sûreté, en fonction des risques la prise en compte des limites des méthodes et des techniques Conception matérielle L'examen de la conception de la centrale nucléaire a pour objectif de déterminer la pertinence de la conception et de sa documentation dans le cadre d'une évaluation par rapport aux normes et pratiques internationales actuelles. L'examen de la conception de la centrale devrait confirmer l'exhaustivité de la liste des SSC qui pourraient nuire, directement ou indirectement, à l'exploitation sûre de la centrale. Cet examen devrait être subdivisé en sujets à examiner en fonction des systèmes ou des domaines spécialisés, tels que : le cœur du réacteur les systèmes d'arrêt le système de refroidissement du réacteur les systèmes du circuit secondaire de refroidissement le système de confinement les systèmes de commande et les instruments d'évacuation d'urgence de la chaleur 15 Ébauche

22 les systèmes d'alimentation électrique les systèmes d'alimentation en eau la protection contre l'incendie les facteurs humains dans la conception la protection contre les ruptures hypothétiques de conduites. L'examen de la conception de la centrale nucléaire devrait identifier les différences entre la conception de la centrale et les normes de sûreté actuelles (y compris les codes de conception pertinents) et déterminer leur importance pour la sûreté (points forts ou points faibles) en ce qui concerne l'application de la défense en profondeur. Le titulaire de permis devrait veiller à ce que les configurations et les conditions de la centrale, supposées dans le dossier de sûreté, reflètent l'état réel de la centrale. Des renseignements adéquats relatifs à la conceptions, comprenant des renseignements sur le dimensionnement, devraient être disponibles pour assurer l'exploitation sûre et l'entretien de la centrale et faciliter les modifications apportées à celle-ci. L'examen des DSR pour la conception de la centrale devrait comprendre les éléments suivants : une description détaillée de la conception de la centrale, accompagnée de schémas du plan d'implantation, des systèmes et des équipements une liste des SSC qui pourraient nuire, directement ou indirectement, à l'exploitation sûre de la centrale et leur classification de sûreté les documents relatifs au dimensionnement (originaux et mis à jour) les différences importantes (points forts et points faibles) entre la conception actuelle de la centrale et les normes et pratiques modernes (utilisées pour la comparaison) l'importance pour la sûreté des constatation identifiées en ce qui concerne l'application de la défense en profondeur. Pour certaines centrale plus anciennes, la documentation relative à la sûreté du dimensionnement n'aura pas été fournie complètement par l'exploitant au stade de la mise en service. Le rapport sur les DSR devrait veiller à ce que tous les documents importants relatifs au dimensionnement d'origine aient été obtenus, stockés de façon sécurisée et mis à jour pour refléter toutes les modifications apportées à la centrale et aux procédures depuis sa mise en service Facteurs humains dans la conception Les facteurs humains (FH) sont des facteurs qui influencent le rendement humain en ce qui concerne la sûreté d'une installation ou d'une activité nucléaire durant toutes les phases du projet, comprenant la conception, l'exploitation, l'entretien et le déclassement. Les facteurs peuvent comprendre les caractéristiques de la personne, de la tâche, de l'équipement, de l'organisation, de l'environnement et de la formation. Ils englobent l'ensemble de l'implantation et de la conception de l'installation (par exemple l'accès et les conditions physiques du travail), la conception des postes de travail et des zones de travail, tant dans les zones de commande que dans les bureaux extérieurs, et la conception de certaines interfaces homme-machine qui ont une incidence potentielle sur la sûreté (par exemple les tableaux de commande, les affichages, les alarmes et les outils informatisés). Le titulaire de permis devrait examiner tout changement apporté à la conception des installations, des systèmes ou des équipements, puis s'assurer que l'incidence sur d'autres domaines comme la formation et les procédures a été identifiée et prise en compte. Le titulaire de permis devrait avoir un processus systématique permettant d'incorporer efficacement les considérations relatives aux facteurs humains dans les exigences, la définition, l'analyse, la conception, la vérification et les 16 Ébauche

23 activités de validation des systèmes. Ce processus devrait être réalisé par des spécialistes qualifiés et convenablement formés. L'examen des facteurs humains dans la conception devrait confirmer : la contribution opportune des FH, au besoin le niveau approprié de ressources et d'expertise en matière de FH l'utilisation des normes et codes applicables les plus récents la prise en compte systématique des facteurs humains dans tous les secteurs de la centrale, pour tous les scénarios opérationnels, tout au long du cycle de vie de la centrale ou du système la vérification et la validation des facteurs humains et des aspects liés au rendement humain la documentation appropriée pour la planification, l'analyse, la vérification et la validation, et l'intégration dans la documentation sur la conception Les guide d'application de la réglementation G-276, Plans de programme d'ingénierie des facteurs humains, et G-278, Plan de vérification et de validation des facteurs humains [18], décrivent respectivement les attentes du personnel de la CCSN concernant les plans de programme d'ingénierie des facteurs humains et le plan de vérification et de validation des facteurs humains des installations nucléaires de catégorie I et des mines et usines de concentration d'uranium. En ce qui concerne les projets d'exploitation à long terme, les attentes relatives aux facteurs humains figurent dans le document d'application de la réglementation RD-337, Conception des nouvelles centrales nucléaires [19] Aptitude fonctionnelle État réel des SSC Le titulaire de permis doit déterminer l'état réel des SSC de la centrale nucléaire, y compris toute obsolescence existante ou prévue des systèmes et équipements de la centrale. Cette analyse devrait être réalisée dès le début de l'eis et être ensuite périodiquement mise à jour tout au long de la durée de vie en service de la centrale ou des SSC. Le processus utilisé pour effectuer l'évaluation de l'état des SSC devrait être documenté avant le début des travaux. Ceux-ci comprennent, sans s y restreindre, les activités suivantes : énumération et identification de tous les processus connus ou potentiels de dégradation par le vieillissement des SSC identification des causes et de l'étendue de la dégradation des SSC évaluation des effets actuels et prévus de la dégradation sur le fonctionnement et le rendement exigés des SSC identification des façons de limiter les mécanismes de vieillissement et leurs effets, telles que des réparations permettant de ramener les SSC dans un état satisfaisant et d'éviter toute détérioration supplémentaire; organisation d'inspections plus fréquentes des SSC remplacement des SSC pas d'intervention active évaluation de l'efficacité des mesures d'atténuation actuellement en place formulation de recommandations en vue améliorer les programmes existants de gestion de la dégradation due au vieillissement des SSC, y compris la justification de la démarche choisie. 17 Ébauche

24 Le titulaire de permis devrait vérifier les documents existants pour s'assurer qu'ils fournissent une description précise de l'état réel des SSC, y compris toute constatation importante faite dans le cadre de l'entretien permanent ou des inspections. Il peut être impossible de déterminer l'état réel de certaines zones de la centrale en raison par exemple de l'aménagement de la centrale ou de conditions d'exploitation empêchant l'inspection nécessaire. De telles zones devraient être mises en évidence et leur importance pour la sûreté devrait être prise en considération. L'examen de l'état réel des SSC devrait inclure : une liste des SSC qui pourraient nuire, directement ou indirectement, à l'exploitation sûre de la centrale et leur classification de sûreté des renseignements sur l'intégrité et la capacité fonctionnelle des SSC importants pour la sûreté, y compris des cas concrets des renseignements concernant l'obsolescence existante ou prévue de tout SSC important pour la sûreté les résultats d'essais démontrant la capacité fonctionnelle les résultats des inspections les documents d'entretien une description de l'état actuel des SSC qui revêtent de l'importance sur le plan de la sûreté une description des installations de soutien dont dispose la centrale, tant sur le site qu'en dehors de celui-ci, y compris les ateliers d'entretien et de réparation. Après avoir identifié l'état actuel des SSC importants pour la sûreté, le titulaire de permis devrait évaluer chaque SSC par rapport à son dimensionnement afin de confirmer que le vieillissement n'a pas fortement compromis les hypothèses de référence. Lorsqu'il n'est pas possible de démontrer entièrement la conformité au dimensionnement, le titulaire de permis devrait prendre d'autres dispositions pour montrer que l'ssc est propre à remplir sa fonction et que les marges de sûreté demeurent adéquates jusqu'à la fin de l'elt proposée, ou il devrait proposer des mesures correctives. Ces dispositions peuvent comprendre des inspections supplémentaire ou, dans certains cas, le remplacement de composants. Il peut être nécessaire d'utiliser l'analyse de la sûreté pour déterminer toute modification des fonctions ou des charges appliquées sur les SSC pendant l exploitation normale et à l'occasion d accidents. Les résultats de l'examen de l'état réel des SSC devraient fournir des renseignements sur : le rendement et l état actuel des SSC, y compris l évaluation de toute défaillance liée au vieillissement ou de toute indication de détérioration des matériaux et des mécanismes ou effets du vieillissement non identifiés auparavant, ainsi que des comparaisons avec les prévisions relatives aux mécanismes de vieillissement et les critères d acceptation l'estimation du rendement futur, de la détérioration due au vieillissement et de la durée de vie en service qui reste pour l SSC, lorsque cela est réalisable (c.-à-d. le temps pendant lequel l SSC devrait probablement accomplir sa fonction et respecter les exigences de rendement); l'efficacité des programmes de gestion du vieillissement (PGV) mis en place pour l'exploitation future de la centrale le suivi ou la prévention recommandés, la surveillance et les mesures d atténuation à terminer et/ou à intégrer dans le PGV, y compris les intervalles appropriés auxquels on doit procéder aux évaluations de l état à des fins de suivi et les domaines dans lesquels pousser la recherche et le développement. 18 Ébauche

25 En cas d'indisponibilité de données mesurées, l'évaluation des SSC devrait être fondée sur leur importance pour la sûreté et déduite d'autres sources fiables, tels que des rapports de l'industrie et des essais ou des inspections spécifiques Qualification de l équipement L'équipement de la centrale important pour la sûreté devrait être dûment qualifié pour assurer sa capacité à remplir ses fonctions de sûreté dans des conditions de service postulées, y compris celles résultant d'événements et d'accidents internes et externes (tels que des pertes accidentelles de caloporteur, des ruptures des lignes à haute tension, des séismes ou autres sources de vibrations, des inondations, des incendies, etc.), conformément à la classification de sûreté. Une procédure de qualification devrait être utilisée pour confirmer que l'équipement peut, tout au long de sa durée de vie en service, réaliser les fonctions de sûreté exigées lorsqu'il est soumis aux conditions environnementales (vibrations, température, pression, application d'un jet, irradiation, atmosphère corrosive et humidité) en vigueur au moment où on a besoin de lui, et en tenant compte de la dégradation due au vieillissement de l'équipement se produisant durant le service. La qualification de l'équipement de la centrale important pour la sûreté devrait être réalisée à l'aide d'un processus comprenant la production, la consignation et la conservation d'éléments prouvant que l'équipement peut réaliser ses fonctions de sûreté tout au long de sa durée de vie en service. Ce processus devrait être appliqué en permanence, de la conception de la centrale jusqu'à la fin de sa durée de vie, et devrait prendre en compte le vieillissement, les modifications, les réparations et les remises à neuf de la centrale, les défaillances et le remplacement de l'équipement, ainsi que les conditions de fonctionnement normales. Bien que de nombreuses parties (comme les concepteurs de centrales, les fabricants d'équipements et les experts-conseils) participent au processus de qualification de l'équipement, le titulaire de permis détient la responsabilité ultime de l'élaboration et de la mise en œuvre d'un programme de qualification de l'équipement propre à la centrale, comprenant la production et la conservation des documents démontrant la qualification. L'examen de la qualification de l'équipement devrait comprendre les éléments suivants : liste de l'équipement couvert par le programme de qualification de l'équipement et liste des procédures de contrôle rapport de qualification et autres documents justificatifs (par exemple spécifications relatives à la qualification de l'équipement et plan de qualification) vérification du fait que l'équipement installé correspond aux qualifications procédures destinées à maintenir la qualification tout au long de la durée de vie en service de l'équipement mécanismes permettant d'assurer la conformité à ces procédures programme de surveillance et processus de rétroaction pour s'assurer que la dégradation due au vieillissement de l'équipement qualifié demeure sans importance surveillance des conditions environnementales réelles et identification des «points névralgiques» de haute activité; analyse des conséquences des défaillances de l'équipement sur la qualification de l'équipement et les mesures correctives appropriées ou les améliorations de la sûreté en vue de maintenir la qualification de l'équipement protection de l'équipement qualifié contre les conditions environnementales défavorables état matériel et fonctionnalité de l'équipement qualifié (à confirmer par des visites) registres de toutes les mesures de qualification prises tout au long de la durée de vie en service de l'équipement. 19 Ébauche

26 L'examen de la qualification de l'équipement devrait déterminer : (a) si des assurances ont été initialement fournies quant à la capacité de l'équipement à satisfaire aux exigences en matière de rendement; (b) si le rendement de l'équipement a été préservé par l'application constante de mesures (entretien périodique, mise à l'essai, étalonnage, etc.) clairement documentées. Il convient de noter qu'un examen concernant le point (a) ci-dessus n'est pas nécessaire lorsqu'un examen mené précédemment a conclu qu'une qualification initiale adéquate de l'équipement avait été établie. Par ailleurs, un examen concernant le point (b) ci-dessus devrait garantir que la qualification de l'équipement sera préservée de façon satisfaisante à l'avenir. Le titulaire de permis devrait faire une visite de l'équipement installé dans la centrale pour identifier toute différence entre l'équipement qualifié et la configuration admissible (conditions anormales telles que boulons ou couvercles manquants ou desserrés, câblages exposés ou canalisations souples endommagées) Gestion du vieillissement Tous les SSC des centrales nucléaires sont sujets à certaines formes de modifications physiques causées par le vieillissement, susceptibles de nuire à leurs fonctions de sûreté et à leur durée d'utilisation. La vitesse de ces changements varie considérablement. Il convient d'accorder une attention particulière aux cas de construction prolongée et aux arrêts de longue durée. Le vieillissement de tous les matériaux (y compris les produits consomptibles, comme les lubrifiants) et des SSC susceptibles de détériorer leurs fonctions de sûreté devrait être compris et contrôlé. La gestion du vieillissement des centrales nucléaires signifie d'assurer la disponibilité des fonctions de sûreté tout au long de la durée de vie en service de la centrale (y compris la période d'elt), compte tenu des changements qui se produisent au cours du temps et en raison de l'utilisation. Alors que l'examen de l'état réel des SSC établi l'état des SSC au moment de l'eis, le DSR concernant la gestion du vieillissement se préoccupe principalement des programmes et des dispositions mis en place pour garantir l'état des SSC dans le futur. L'examen des DSR concernant la gestion du vieillissement devrait être réalisé conformément au document d application de la réglementation RD-334, Gestion du vieillissement des centrales nucléaires [20], et au document n o 57 paru dans la collection Rapports de sûreté de l'aiea, Safe Long Term Operation of Nuclear Power Plants. Il devrait déterminer si un cadre des programmes de gestion du vieillissement systématique et intégré est en place et est efficace, si des dispositions adéquates ont été prises pour remplir les fonctions de sûreté requises durant l'exploitation future de la centrale et s'il y a des paramètres susceptibles de limiter la durée de vie de celle-ci. Il conviendrait d'évaluer à la fois les aspects liés au programme (par exemple les procédures, les indicateurs de rendement, la dotation en personnel) et les aspects techniques de la gestion du vieillissement (par exemple la compréhension des phénomène de vieillissement pertinents, les critères d acceptation propres aux SSC ou les méthodes de détection et d'atténuation du vieillissement). L'examen de la gestion du vieillissement devrait confirmer qu'un cadre des programmes de gestion du vieillissement systématique et global est en place pour la centrale. Il devrait également démontrer : que tous les SSC qui pourraient nuire, directement ou indirectement, à l'exploitation sûre de la centrale sont couverts par le programme de gestion du vieillissement que tous les SSC qui pourraient nuire à la sûreté sont évalués à l'égard de la période d'elt; que tous les mécanismes de vieillissement importants ont été identifiés et que le titulaire de permis a une connaissance approfondie des mécanismes de vieillissement concernés et de leurs effets 20 Ébauche

27 que les modèles utilisés pour prédire l'évolution et l'avancement de la dégradation sont justifiés conformément aux pratiques actuellement admises en ce qui concerne la détérioration liée au vieillissement que les programmes de gestion du vieillissement propres à un SSC ou propres à un mécanisme de vieillissement sont évalués par rapport à des caractéristiques définies et s'avèrent efficaces que toutes les analyses de la sûreté comportant des hypothèses limitées dans le temps sont validées pour assurer que les effets du vieillissement seront gérés efficacement (c.-à-d. pour démontrer que la fonction prévue d un SSC demeurera à l intérieur des marges de sûreté de la conception pendant toute la période prévue de l exploitation à long terme). L'examen des DSR pour la gestion du vieillissement devrait comprendre : la politique du programme, l organisation et les ressources pour la gestion du vieillissement une méthode et des critères documentés permettant d'identifier les SSC couverts par le programme de gestion du vieillissement une liste des SSC couverts par le programme de gestion du vieillissement et des documents fournissant des renseignements à l'appui de la gestion du vieillissement l'évaluation et la documentation des processus potentiels de dégradation par le vieillissement susceptibles de nuire aux fonctions de sûreté des SSC l'ampleur de la compréhension des principaux mécanismes de vieillissement des SSC la disponibilité des données permettant d'évaluer la dégradation due au vieillissement, y compris les données de référence, les données d'exploitation et l'historique des entretiens l'efficacité des programmes d'exploitation et d'entretien en ce qui concerne la gestion du vieillissement des composants remplaçables des programmes permettant la détection et l'atténuation en temps opportun des mécanismes du vieillissement ou des effets du vieillissement les critères d'acceptation et les marges de sûreté requises pour les SSC la connaissance de l'état matériel des SSC, y compris les marges de sûreté réelles, et de tout paramètre susceptible de limiter la durée de vie; les résultats de l'examen de la gestion du vieillissement permettant de démontrer que les effets du vieillissement sur ces SSC continueront d'être notés et gérés au cours de la période prévue de l'elt Radioprotection L'examen de la radioprotection devrait démontrer : dans quelle mesure la radioprotection a été prise en compte dans la conception et l'exploitation de la centrale nucléaire dans quelle mesure l'organisation exploitante a intégré les exigences de son programme de radioprotection (RP) dans son système de gestion si le programme de RP protège correctement les travailleurs et le public. Le titulaire de permis devrait identifier toutes les sources d'exposition et évaluer les doses de rayonnement qui pourraient être reçues par les travailleurs dans le cadre de l'exploitation de la centrale. Le titulaire de permis devrait également fournir des renseignements sur les dispositions prises relativement à la conception et à l exploitation pour réduire au minimum le nombre et les lieux de sources de rayonnement dans la centrale et les champs de rayonnement qui en découlent. 21 Ébauche

28 Il devrait inclure un examen qui identifie les zones de haute activité et leur incidence sur la sûreté de la centrale et sur la sécurité du personnel travaillant sur place. Le titulaire de permis devrait démontrer que la conception et la disposition de l'installation du réacteur répondent aux attentes réglementaires de la CCSN en matière de radioprotection énoncées dans le document d'application de la réglementation RD-337, Conception des nouvelles centrales nucléaires, et dans le document d orientation GD-369, Guide de présentation d une demande de permis : Permis de construction d une centrale nucléaire. L'examen de l'équipement et des instruments de RP devrait confirmer qu'une surveillance adéquate du rayonnement est assurée en mode de fonctionnement normal, dans les conditions d'accident et, dans la mesure du possible, en cas d'accident hors dimensionnement. Le titulaire de permis devrait passer en revue l'état matériel des instruments et des équipements de radioprotection et la dépendance de la centrale nucléaire à l'égard des équipements de radioprotection obsolètes pour lesquels on ne dispose d'aucun substitut direct Programme de radioprotection Le titulaire de permis devrait aborder les aspects suivants du programme RP : le vieillissement de tous les matériaux et l'obsolescence de la technologie des SSC susceptibles de nuire à leurs fonctions de sûreté radiologique la classification des zones et du contrôle des accès, y compris les règles locales et l'information sur les débits de doses et les niveaux de contamination réels ; le contrôle des doses et de l'exposition aux rayonnements; la collaboration permettant d'établir les procédures d exploitation et d entretien en cas de risques radiologiques, et de fournir une aide directe au besoin; l'équipement de protection individuelle contre les rayonnements; la surveillance et les enquêtes radiologiques effectuées sur place la dosimétrie individuelle et l'évaluation des doses le contrôle de la contamination radioactive; la décontamination du personnel, de l'équipement et des structures les déchets radioactifs solides et les expéditions de matières radioactives (ou le contrôle de la distribution de matières radioactives, y compris les transferts et l'élimination des déchets radioactifs). L'examen du programme de radioprotection devrait confirmer que les exigences en matière de radioprotection sont mises en œuvre en tenant compte des principes généraux relatifs au système de gestion énoncés au point Système de gestion et liés à la radioprotection, en suivant les normes et directives nationales et internationales pertinentes ainsi que les pratiques d'excellence de l'industrie. Le titulaire de permis devrait examiner les dispositions prises pour chaque zone contrôlée à la suite d'un accident ou d'un mauvais fonctionnement, y compris l'accès aux EPI, aux instruments et aux équipements. L'examen devrait confirmer que la centrale nucléaire dispose d'un processus adéquat d'enregistrement et d'évaluation systématiques de l'expérience en matière d'exploitation liée la sûreté, comprenant : les incidents, événements ou accidents évités de justesse liés à la radioprotection; le remplacement des équipements de RP en raison de défaillances ou de l'obsolescence les doses de rayonnement (reçues par les travailleurs, y compris les entrepreneurs) 22 Ébauche

29 les niveaux de contamination et de rayonnement sur place la production de déchets radioactifs la conformité aux exigences de la réglementation. Le titulaire de permis devrait examiner les registres des doses de rayonnement pour déterminer si celles-ci sont maintenues dans les limites prescrites et si elles sont adéquatement gérées. Bien que les risques d'irradiation doivent être pris en compte de façon générale dans l'ensemble de l'eis, l'examen de ce DSR devrait particulièrement examiner les données relatives aux doses de rayonnement et l'efficacité des mesures de radioprotection. L'examen des doses de rayonnement doit considérer les types d'activités entreprises, ce qui permettra de fournir une indication des risques auxquels le personnel de la centrale est exposé Santé et sécurité classiques La santé et la sécurité non radiologiques influencent tous les aspects de la sûreté d'une centrale nucléaire. L'examen devrait établir la confiance quant à la sûreté du milieu de travail et examiner l'état de sécurité en milieu de travail au sein de la centrale pour déterminer si le titulaire de permis se conforme ou non aux pratiques exemplaires admises et si la centrale présente des dangers non radiologiques susceptibles de poser un risque inacceptable. Cet examen aborde la gestion des déchets dangereux, y compris les activités de contrôle du titulaire de permis. Les éléments suivants devraient être inclus dans l'examen : la surveillance du programme de santé et de sécurité au travail les pratiques en matière de gestion interne et toute procédure connexe l'état et la disponibilité de l'équipement d'intervention d'urgence la politique et la procédure permettant d'identifier les dangers (par exemple, mécaniques, chimiques) et de vérifier l'application de la procédure les programmes et procédures liés à la séparation et au confinement des matières dangereuses la description des activités du titulaire de permis en ce qui concerne l'entretien, la disponibilité et l'utilisation de l'équipement de protection individuelle l'assurance de la conformité aux codes applicables en ce qui concerne le travail, les bâtiments et la prévention des incendies Protection de l environnement La portée de l'examen de la protection de l'environnement comprend des programmes qui identifient, contrôlent et surveillent tous les rejets de substances radioactives et dangereuses, et les effets sur l'environnement des activités autorisées de l'installation. En outre, elle comprend également la surveillance des effluents et de l'environnement, l'estimation des doses reçues par les membres du public, la gestion des déchets radioactifs, la gestion des déchets dangereux, l'intervention en cas de rejets non prévus et l'évaluation de la conformité de la protection de l'environnement aux exigences réglementaires, y compris les éléments environnementaux du système de gestion. Les éléments suivants devraient être inclus dans l'examen : la politique, les programmes et les procédures du système de gestion qui prennent en compte les exigences en matière de protection de l'environnement le programme permettant de déterminer les caractéristiques environnementales de référence du site et de la région avoisinante 23 Ébauche

30 l'évaluation des sources potentielles d'incidences environnementales la caractérisation des déversements de substances radioactives et de substances dangereuses; les programmes de surveillance des effluents et de l'environnement qui comprennent : l'emplacement des points de rejet les quantités et concentrations maximales le volume et le débit prévu des rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l'environnement, y compris leurs caractéristiques physiques, chimiques et radiologiques le programme de surveillance environnementale pour la gestion des déchets de substances nucléaires et dangereuses les mesures destinées à contrôler les rejets de substances nucléaires et de substances dangereuses dans l'environnement l'estimation des doses reçues par les membres du public les éléments du système de gestion destinés au programme de surveillance environnementale les mesures prises pour se conformer aux limites de doses reçues par le public et la mise en œuvre du principe ALARA dans le programme de protection de l environnement l'évaluation des mesures de prévention et de contrôle; les postes destinés aux travailleurs chargés de la protection de l'environnement, ainsi que les qualifications, la formation et les responsabilités de ceux-ci; la communication et la préparation de rapports concernant les résultats du programme de surveillance environnementale le programme destiné à informer les personnes qui résident à proximité de l'emplacement de la nature et des caractéristiques générales des effets prévus de l'activité autorisée sur l'environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des personnes les systèmes d'alarmes fournis pour répondre aux rejets imprévus d'effluents provenant des installations situées sur le site; les mesures permettant d'identifier les changements d'utilisation des zones autour du site Gestion des urgences et protection-incendie La conception et l'exploitation d'une centrale nucléaire devraient veiller à réduire au minimum, dans toute la mesure du possible, le rejet de substances susceptibles de nuire à la santé des travailleurs et du public. La planification de l'éventualité de tels rejets est une mesure qui doit être prise, non seulement par le titulaire de permis, mais également par les autorités locales, provinciales et nationales. Le titulaire de permis devrait effectuer un examen global pour vérifier que la planification des mesures d'urgence à la centrale reste satisfaisante. Les plans de mesures d'urgence devraient être maintenus conformément aux analyses actuelles de la sûreté, aux études relatives à l'atténuation des effets des accidents et aux pratiques d'excellence. Les exercices d'urgence devraient démontrer et identifier les éventuelles lacunes présentées par la formation du personnel d'intervention présent sur place et en dehors du site, la capacité fonctionnelle requise de l'équipement (y compris l'équipement de communication) et la pertinence de la planification. L'examen devrait confirmer que le titulaire de permis a pris en compte les changements importants apportés à l'emplacement de la centrale et à son utilisation, tels que les modifications de l'organisation, les changements relatifs à l'entretien et au stockage de l'équipement d'urgence, et les développements industriels, commerciaux et résidentiels aux alentours du site. 24 Ébauche

31 Le titulaire de permis devrait prendre en compte les éléments suivants : les études sur la façon d'atténuer les conséquences d'accidents la stratégie et l'organisation destinées aux situations d'urgence la documentation relative aux plans d'urgence les plans et procédures en cas d'urgence l'équipement et les installations d'intervention d'urgence disponibles sur place les centres d'intervention d'urgence présents sur le site les communications la formation, les exercices et les dossiers d'expérience acquise en matière d'intervention aux situations d'urgence les interactions des organisations pertinentes comme l'organisme de réglementation, la police, les services d'incendie, les hôpitaux, les services d'ambulance, les autorités locales, les autorités de prévoyance sociale et les organes d'information les dispositions permettant l'examen régulier des plans et procédures d'urgence les dispositions relatives à la sécurité en cas d'urgence Gestion des déchets Le titulaire de permis devrait mettre en place un plan de gestion dés déchets et un système permettant de consigner tous les problèmes liés à la gestion des déchets radioactifs. Les dossiers sur les quantités, le stockage, les inspections et les transferts relatifs aux déchets devraient être régulièrement mis à jour afin d'identifier toute situation ou tendance dangereuse. Les résultats de ces dossiers devraient être convenablement résumés pour fournir un jugement global de la gestion des déchets radioactifs pour chaque année d'exploitation de la centrale. La stratégie adoptée pour gérer l'ensemble des déchets devrait être décrite dans le plan de gestion couvrant à la fois la gestion à court terme et, dans la mesure du possible, la gestion à long terme des déchets. Le plan de gestion des déchets devrait prévoir ce qui suit : des descriptions de la zone, des procédures, des critères et des instruments qui seront utilisés pour surveiller et séparer les déchets en différentes catégories; une estimation de la quantité de déchets de chaque catégorie; des plans spécifiques pour la réutilisation, le recyclage, le stockage ou l'élimination des déchets des niveaux d'habilitation pour le rejet de matières ou d'équipement dans la mesure du possible, une stratégie de gestion des déchets à long terme une analyse coûts-avantages. Les procédures destinées à la gestion des déchets provenant de l'exploitation courante sont également des facteurs importants. Les renseignements relatifs aux procédures destinées aux processus de gestion des déchets devraient couvrir la classification, la minimisation, la ségrégation, l'habilitation, la manutention, la réduction du volume, le traitement, l'emballage, le stockage, le transport et l'élimination finale. Le titulaire de permis devrait prendre en compte et vérifier les éléments suivants : le contenu du plan de gestion des déchets et des processus de gestion des déchets un système permettant de surveiller et de classer les incidents liés à la sûreté des déchets des dispositions permettant d'analyser les incidents liés à la sûreté des déchets. 25 Ébauche

32 Sécurité Le plan annuel de sécurité du site préparé et présenté par le titulaire de permis englobe les principaux domaines à examiner à l'appui du facteur sûreté de la sécurité. Ces domaines sont vérifiés en procédant à l'examen du rendement de la sécurité à l'aide d'activités de promotion, d'inspection et de vérification de l'installation nucléaire. Ces activités sont menées en faisant appel aux indicateurs de performance utilisés pour évaluer le rendement relativement à la sécurité d'une installation, par exemple les normes, les documents d'application de la réglementation et les documents d orientation de la CCSN suivants : RD-321, Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique sur les sites à sécurité élevée (document confidentiel)[21] RD-361, Critères portant sur les dispositifs de détection de substances explosives, d imagerie par rayons X et de détection de métal sur les sites à sécurité élevée (document confidentiel) [22] RD-363, Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire [23] G-208, Les plans de sécurité pour le transport des matières nucléaires de catégorie I, II ou III [24] G-274, Les programmes de sécurité pour les matières nucléaires de catégorie I ou II, ou pour certaines installations nucléaires [25] En outre, l'examen devrait confirmer l'exhaustivité de la documentation du plan de sécurité du site de l'installation. La CCSN s'attend à ce que l'installation nucléaire évalue la mesure dans laquelle elle atteint les objectifs et satisfait aux exigences en matière de sécurité, prenne en compte les lacunes identifiées et fournisse une justification claire de toutes les exemptions, y compris celles liées à ses installations ou zones de traitement des déchets. L'examen devrait comprendre les éléments suivants : des renseignements généraux sur la sécurité liés à l'emplacement de l'installation, à la politique sur la sécurité, la dénomination officielle, l'adresse, les personnes-ressources et les numéros de téléphone connexes du demandeur. l'organisation de la sécurité en ce qui concerne les rôles au sein de l'organisation de l'installation, la structure et l'organisation des agents de sécurité nucléaire ou des forces d'intervention en cas d'urgence nucléaire, la formation des agents de sécurité nucléaire ou des forces d'intervention en cas d'urgence nucléaire, les exercices, l'équipement et les véhicules des agents de sécurité nucléaire ou des forces d'intervention en cas d'urgence nucléaire, et les documents relatifs aux éléments susnommés les zones protégées et les zones intérieures les locaux de surveillance, et l'équipement, les systèmes et les procédures de communication sur le site et hors du site les systèmes d'identification et de contrôle de l'accès, y compris le contrôle des insignes nominatifs d'identification ou des cartes d'accès et l'utilisation de ceux-ci les limitations d'accès y compris la détection des armes et des substances explosives (à l'entrée d'une zone protégée) et le contrôle des matières nucléaires de catégorie I, II ou III (à la sortie) d'une zone protégée pour les véhicules, les personnes, les colis ou le matériel ainsi que les dispositifs d'accès et l'accès à l'information les systèmes, dispositifs techniques et équipements de sécurité les caractéristiques de la conception et du rendement les programmes d'entretien, d'essai et d'inspection 26 Ébauche

33 les plans et les procédures de secours la disponibilité et les responsabilités des agents de sécurité nucléaire ou des membres des forces d'intervention en cas d'urgence nucléaire les actes de sabotage ou les tentatives de vol ou de sabotage de matières nucléaires, de renseignements réglementés ou d'équipement réglementé les arrangements en matière de protection conclus avec les forces d intervention hors site le programme de sensibilisation à la sécurité les engagements écrits en vue de maintenir ou de remplacer l'équipement vieillissant ou obsolète et les dossiers du titulaire de permis relatifs à l'entretien et au remplacement de l'équipement Garanties Le mandat réglementaire de la CCSN consiste notamment à veiller à ce que les titulaires de permis se conforment aux mesures qui découlent des obligations internationales du Canada en tant que signataire du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires. Conformément à ce traité, le Canada a conclu avec l'agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) des accords relatifs aux garanties. Cet Accord fournit à l'aiea le droit et la responsabilité de vérifier que le Canada respecte son engagement international concernant l utilisation pacifique de l'énergie nucléaire. La CCSN fournit le mécanisme permettant à l'aiea de mettre en œuvre l'accord relatif aux garanties par l'intermédiaire de la LSRN, de ses règlements et des permis accordés aux installations. Les exigences fondamentales devant être respectées dans l application des garanties de l AIEA sont énoncées dans des conditions précises qui font partie du permis. Les exigences fondamentales imposées à l'installation afin de s'assurer que le Canada puisse continuer à respecter ses obligations internationales en matière de garanties comprennent : la production de rapports précis et opportuns sur les matières nucléaires la fourniture d un accès et d une aide aux inspecteurs de l AIEA pour qu ils puissent mener leurs activités de vérification la présentation de renseignements annuels sur l exploitation et de renseignements précis sur la conception des structures, des processus et des procédures de la centrale l élaboration et la mise en œuvre satisfaisante de procédures appropriées relatives aux garanties de l installation. L'examen des garanties devrait vérifier : qu'un programme approuvé relatif aux garanties est établi par l'installation afin d'identifier les responsabilités liées aux garanties et fournir la documentation et des ressources appropriées à l'appui des exigences réglementaires de la CCSN que des procédures opérationnelles approuvées fournissent des renseignements détaillés sur des activités définies de l'exploitant pour la mise en œuvre des garanties dans l'installation que toutes les mesures nécessaires relatives aux garanties sont en place pour faciliter la conformité à la LSRN, aux documents de réglementation de la CCSN et aux conditions du permis qu'un système de comptabilisation et de signalement des matières nucléaires est établi conformément aux exigences de la CCSN 27 Ébauche

34 que l'installation à fourni en temps opportun tous les rapports exigés par les garanties sur les données relatives à l exploitation et à la conception des structures de la centrale et des matières nucléaires Emballage et transport L'examen devrait être axé sur les exigences réglementaires liées aux activités de transport effectuées. Les exigences réglementaires devraient servir de critères pour l'évaluation de chaque élément examiné. Le titulaire de permis devrait passer en revue les éléments suivants : formation : le programme devrait indiquer le type de formation exigée dans le cadre des fonctions à accomplir emballage : le programme devrait traiter du choix, de l'homologation, de l'enregistrement, de l'entretien et de l'utilisation des colis. documents : le programme devrait comprendre une section concernant les documents d'expédition à utiliser pour le transport de matières radioactives marques de sécurité : le programme devrait décrire le type de marques de sécurité destinées au transport des marchandises dangereuses et la façon de les afficher sur les colis et les véhicules manipulation : le programme devrait indiquer la manière de contrôler la contamination non fixée à la surface extérieure des colis et sur les véhicules rapport exigés : le programme devrait indiquer la façon de signaler les événements dangereux dossiers : le programme devrait comprendre les exigences relativement à la tenue de dossiers pour les différentes sections Rapports sur les domaines de sûreté et de réglementation Les rapports sur les DSR contiennent les résultats du titulaire de permis pour les sujets d'examen propres à chaque DSR. Les résultats des revues de conformité et la comparaison avec les codes, les normes et les pratiques modernes sont également inclus. Tous les résultats sont classés par catégories et présentées conformément au processus indiqué à la section Chaque rapport sur les DSR est supposé contenir un certain nombre d'éléments normalisés. La structure générale de chaque rapport devrait comporter un résumé de l'examen suivi d'un rapport détaillé et de conclusions. Le rapport devrait comprendre : un énoncé des objectifs du rapport une description de la portée de l'examen couvert par le rapport une indication claire du type de rapport réalisé (revue clause par clause, revue de haut niveau ou combinaison des deux) et les raisons justifiant le choix de ce type de revue le traitement systématique des éléments que l'on s'attend à voir examiner, avec une analyse détaillée des mesures prises par le titulaire de permis pour répondre aux attentes concernant le dimensionnement et le fondement d'autorisation, et pour satisfaire aux codes et normes modernes énoncés dans le document de fondement les figures, tableaux, graphiques et données justificatifs et tout autre renseignement relatif à la conception ou à l'exploitation utilisés à l'appui des arguments du titulaire de permis une indication claire de l'approbation par le titulaire de permis des travaux réalisés par un entrepreneur sous-traitant et des corrections apportées par le titulaire de permis aux énoncés formulés par l'entrepreneur 28 Ébauche

35 des renseignements suffisants pour permettre au personnel de la CCSN de prendre une décision réglementaire fondée sur l'information contenue dans le rapport, ce qui signifie que le rapport sur les DSR doit être complet et autonome. Les rapports sur les DSR ne devraient pas comporter de conjectures, d'allégations ou d'avis personnels non étayés, de noms de personnes quelles qu'elles soient ou de critiques sur les procédures ou processus internes. Dans la mesure du possible, le titulaire de permis devrait préparer les rapports sur les domaines de sûreté et de réglementation de l EIS de manière à ce qu'ils soient autonomes, en évitant les renvois excessifs. Quand une norme ou une pratique traite de plusieurs domaines de sûreté et de réglementation, les résultats de ces examens devraient faire l'objet de références croisées. Il est préférable de présenter les rapports sur les domaines de sûreté et de réglementation simultanément ou sous forme de document unique car certains rapports sur les domaines de sûreté et de réglementation peuvent servir de référence à d'autres. Par exemple, le rapport sur l'aptitude fonctionnelle peut servir de référence aux rapports sur la conception matérielle et l'analyse de la sûreté Rapport final de l examen intégré de la sûreté Le titulaire de permis devrait préparer le rapport final de l'eis en utilisant les résultats des rapports sur les DSR et l'évaluation globale. Le rapport final de l'eis prend en compte les objectifs de l'eis et les sujets de l'examen des DSR, et devrait comprendre les éléments suivants : les résumés des rapports sur les DSR l'évaluation finale fondée sur l'effet combiné des constatations tirées de tous les domaines de sûreté et de contrôle ainsi que des résultats de chaque examen des DSR, en tenant compte des mesures correctives et des améliorations de la sûreté proposées toute constatation liée au fondement d'autorisation et au dimensionnement, et la présentation de méthodes relatives à ces constatations les points forts, les faiblesses et les problèmes d'interface présentés par ces rapports sur les DSR les points forts et les faiblesses de l'installation quant au respect des exigences de sûreté de la défense en profondeur, en particulier tout élément lié aux fonctions de sûreté de base du contrôle de la réactivité du refroidissement du combustible du confinement des matières radioactives l'importance pour la sûreté et le classement du risque de toutes les constatations (tous les problèmes de sûreté importants devraient être abordés aussi rapidement que possible, au lieu d'attendre que le processus de l'eis soit achevé) les méthodes d'atténuation, les améliorations en matière de sûreté et les mesures proposées pour donner suite à ces constatations l'énoncé de l'évaluation du titulaire de permis concernant l'acceptabilité globale de l'elt de la centrale nucléaire. 29 Ébauche

36 2.4 Plan de mise en œuvre intégrée Le PMOI est préparé en utilisant : le rapport final de l EIS l'ee (s'il y a lieu); les rapports sur les DSR et le rapport final de l EIS examinés par le personnel de la CCSN. Le PMOI a pour but d'apporter le plus grand nombre possible de mesures correctives et d'améliorations de la sûreté. L'objectif du PMOI comprend une analyse des lacunes identifiées ainsi que des mesures correctives et des améliorations de la sûreté proposées, susceptibles d'y faire face, afin de s'assurer que les changements seront adaptés à l'objectif visé. Le titulaire de permis devrait décrire la méthode appliquée pour élaborer les mesures correctives et les améliorations de la sûreté destinées à combler chaque lacune ou groupe de lacunes. Les mesures correctives et les améliorations de la sûreté devraient être classées par ordre de priorité et l'analyse des coûts-avantages devrait être mise à disposition aussi rapidement que possible dans le cadre des documents présentés. Un autre aspect important du PMOI est l'inclusion d'un calendrier de mise en œuvre des améliorations. Ce calendrier devrait reprendre le matériel et les ressources humaines nécessaires afin de disposer d'un délai suffisant pour acquérir les ressources. Au cas où le titulaire de permis identifie une mesure corrective ou une amélioration de la sûreté se traduisant par un avantage important en termes de sûreté à mi-parcours du processus de l'eis, le titulaire de permis devrait dans la mesure du possible appliquer ce changement immédiatement. Il faudrait prendre en considération toute interaction entre les mesures correctives et les améliorations de la sûreté à l'aide d'un contrôle approprié de la configuration. Il faudrait inclure un aperçu de l'acceptabilité de l'elt compte tenu des changements proposés afin de démontrer que le résultat des améliorations de la sûreté sert l'objectif déclaré de l'eis. Dans le PMOI, le titulaire de permis : démontre la traçabilité et fait référence au rapport final de l'eis et à l'ee précise le processus employé pour déterminer la portée détaillée, y compris le classement par ordre de priorité et l'établissement du calendrier des mesures correctives et des améliorations de la sûreté; présente dans la mesure du possible les résultats en faveur du prolongement de la durée d'exploitation. Les mesures correctives et les améliorations de la sûreté prennent en compte tous les résultats de l'eis et de l'ee pour chaque domaine de sûreté et de réglementation et examinent l'effet combiné des lacunes identifiées dans les DSR correspondants le calendrier de mise en œuvre est établi selon un ordre de priorités dicté par le niveau de risques de manière à apporter sans tarder les mesures correctives et les améliorations présentant la plus grande incidence sur la sûreté et les risques précise les processus utilisés pour identifier et gérer les risques et les contrôles du projet indique le processus à utiliser pour suivre l'avancement et l'achèvement des mesures correctives et des améliorations de la sûreté prend en compte les exigences de la CCSN en matière d'approbation et de délivrance des permis. 30 Ébauche

37 Le titulaire de permis devrait avoir un processus bien défini permettant de contrôler que tout changement apporté au PMOI soit clairement décrit dans le cadre du PMOI proposé. Dans certains cas, les changements auront besoin d'être approuvés, par exemple : les modifications au PMOI associées à des travaux qui sont requis pour répondre aux exigences identifiées lors de l'ee les modifications au PMOI liées aux aspects assujettis à des conditions du permis d exploitation. 2.5 Plan de poursuite de l exploitation S'il choisit de poursuivre l'exploitation de la centrale nucléaire pour une période de moins de 10 ans après la durée de vie nominale, le titulaire de permis doit préparer un plan de maintien en exploitation. Dans ce plan, le titulaire de permis s'engage à apporter les mesures correctives et les améliorations de la sûreté requises pour assurer l'exploitation sûre de la centrale durant la période comprise entre la fin de la durée de vie nominale et la fin de l'elt. Le titulaire de permis devrait indiquer la durée de la période de maintien en exploitation envisagée et fournir une date de fin d'exploitation. Lors de la mise en œuvre du plan de maintien en exploitation et à l'approche de la fin d'exploitation, le titulaire de permis devrait décider s'il compte se tourner vers la remise à neuf ou le déclassement. Dans le plan de maintien en exploitation, il faudrait prendre en compte chaque DSR en décrivant la profondeur de l'examen et les résultats proposés. Avec ces résultats, le titulaire de permis peut décider de modifier le PMOI pour limiter la portée aux changements et aux modifications les plus adaptés à une ELT de durée limitée. Il devrait tenir compte de l'entretien et de l'aptitude fonctionnelle de la centrale nucléaire. Le titulaire de permis devrait décrire chaque changement, y compris les modifications au calendrier, en justifiant tous les points qui n'ont pas été traités ou qui ont été retirés du PMOI original. Tout changement apporté aux programmes, processus ou procédures devrait être décrit. 2.6 Plan d'exécution du projet de réfection Un prolongement important de l'exploitation au-delà de la durée de vie nominale, d'une durée supérieure à 10 ans, nécessitera généralement des travaux majeurs de réfection, comprenant : le remplacement des SSC critiques (canaux de combustible, tubes de calandre, générateurs de vapeur, conduites d'alimentation, etc.) des réparations aux SSC (structures de confinement en béton, ancrages, etc.) la mise en œuvre des améliorations de la centrale (par exemple des améliorations liées à la conformité aux codes et normes modernes, aux leçons tirées et à l expérience d exploitation) décrites dans le PMOI. Le titulaire de permis devrait décrire la façon dont il compte assurer l achèvement sécuritaire et satisfaisant de toutes les activités de construction durant l'arrêt prévu aux fins de la réfection et les activités de remise en service. Toutes les activités effectuées durant la remise à neuf devraient être régies par les dispositions du système de gestion en vue de s assurer qu il y a une rotation contrôlée des SSC depuis la phase de la construction jusqu à la remise en service. Le titulaire de permis devrait également décrire les activités de remise en service, y compris les activités de démarrage, qui permettront de confirmer que l équipement, les SSC ainsi que la 31 Ébauche

38 centrale comme unité intégrée, se comporteront et fonctionneront conformément aux spécifications de conception, aux exigences réglementaires et tels que validés dans les analyses de sûreté. Le plan devrait aborder les aspects suivants : les dispositions prises pour communiquer avec le personnel de la CCSN sur tous les sujets en lien avec les activités de construction et de démarrage de la centrale les dispositions prises pour apporter des modifications de conception temporaires et permanentes durant la construction et le démarrage les dispositions prises pour l'identification, la résolution et l'approbation des écarts par rapport à la conception des SSC existants, remplacés ou nouveaux les dispositions prévues pour s'assurer que les modifications apportées à la conception de base sont identifiées, examinées, approuvées et documentées en vue de transmettre les travaux exécutés, de l'organisation responsable de la construction à l'organisation exploitante, en passant par celle chargée du démarrage les dispositions prévues pour assurer l'entretien des SSC durant les activités de construction liées à la réfection et le démarrage les dispositions en ce qui a trait à l'approvisionnement, à la chaîne d'approvisionnement, à la fabrication, à la fabrication sur place, à la construction et au démarrage l'élaboration, la validation et la mise en œuvre des programmes et des procédures liés au démarrage, à la vérification de la fiabilité, à l'entretien et à l'exploitation les dispositions en matière de santé et de sécurité prises pour toutes les activités menées pendant la construction et le démarrage; les mesures de protection et de sécurité, y compris le contrôle de l'accès et les exigences en matière d'autorisation de l'accès sur le chantier de construction; la formation et la qualification de tout le personnel engagé dans les activités de construction et de démarrage; les dispositions prévues pour la validation à la fin de la construction, ou les dossiers qui seront transmis à l'organisation chargée du démarrage ou de l'exploitation et qui devront être conservés pendant la durée de vie de la centrale. Les sections qui suivent décrivent des attentes plus spécifique concernant l'établissement de la configuration sécuritaire de la centrale durant l'arrêt prévu aux fins de la réfection, y compris les modifications aux programmes et aux mesures en place pour assurer la sécurité des activités de réfection et la remise en service de la centrale Configuration de la centrale Le titulaire de permis devrait indiquer la configuration spécifique de la centrale lors de la mise à l'arrêt. La configuration devrait tenir compte : des systèmes qui doivent continuer à fonctionner durant la mise à l'arrêt des conditions dans lesquelles certains systèmes seront mis à l'arrêt des exigences de sécurité des exigences en matière de garanties des exigences en matière de santé et de sécurité (y compris la radioprotection) de la protection de l'environnement. 32 Ébauche

39 En cas de centrales à plusieurs tranches, il faudrait également tenir compte des facteurs suivants : les répercussions sur les installations et les services communs les mesures d'isolation par rapport aux autres tranches l'incidence sur le dossier de sûreté de la centrale nucléaire considérée dans son ensemble. Le titulaire de permis devrait présenter un dossier documenté démontrant que des considérations pertinentes ont été prises en compte pour établir la configuration de la centrale durant la mise à l'arrêt et que les incidences potentielles sur la sûreté ont été identifiées, évaluées et examinées comme il se doit. Certains changements apportés à la configuration de la centrale peuvent nécessiter une approbation réglementaire. Ceux-ci doivent être clairement identifiés et inclus dans les documents présentés par le titulaire de permis Programmes et processus de réfection L'arrêt prévu aux fins de la réfection comprend d'intenses activités de conception, de construction et de remise en service qui seront menées dans une configuration inhabituelle de la centrale. Elles nécessitent généralement un grand nombre de travailleurs présentant diverses qualifications, accomplissant des tâches et évoluant dans un milieu de travail très différents de ceux d'une centrale en exploitation. Dans ce contexte, le titulaire de permis doit assurer la mise en place de programmes et de processus acceptables pour permettre l'arrêt prévu aux fins de la réfection. Les domaines qui revêtent une importance primordiale comprennent les programmes et les processus permettant d'assurer de façon adéquate la conception technique, l'approvisionnement, la construction, la qualification des travailleurs, la santé et la sécurité des travailleurs, la sûreté globale de la centrale et de garantir la conformité à la réglementation et aux obligations internationales. Les programmes et processus pertinents comprennent les éléments suivants : le contrôle des changements la gestion de la configuration la construction la mise en service les mesures correctives la préparation aux urgences la conception technique la protection de l'environnement la protection contre l'incendie les facteurs humains la surveillance de la gestion l'entretien le programme de sûreté-criticité la santé et la sécurité au travail les achats la gestion de la qualité la radioprotection les garanties 33 Ébauche

40 la gestion de la sûreté la sécurité les communications avec les parties prenantes la formation et les qualifications du personnel la gestion des déchets le contrôle des travaux. Lorsqu'il traite ces questions, le titulaire de permis devrait se référer aux exigences de la CCSN ainsi qu'aux lois et normes appropriées, s'en inspirer pour élaborer les éléments du programme, et établir de quelle façon les résultats du programme seront mesurés. Le personnel de la CCSN évaluera si les programmes et processus conviennent au contrôle du projet et s'ils sont correctement mis en œuvre Activités de construction Le plan devrait décrire le programme de construction qui doit être mis en œuvre durant l'arrêt prévu aux fins de la réfection. Le plan devrait démontrer que le programme de construction est bien planifié, bien contrôlé, convenablement documenté, et qu'il couvre adéquatement les éléments suivants : l'approvisionnement, la construction, la fabrication, la certification, l'identification, le transport et le stockage la conception et l'ingénierie, ou la mise à l'essai des SSC, soit sur le chantier de construction ou dans des usines de fabrication hors du site. Les activités de construction devraient être documentées dans un programme de documentation de construction contrôlé qui comprend les plans des travaux de construction montrant : les activités à exécuter (décrites dans des unités gérables) l'ordre séquentiel prévu et la durée de ces activités l'affectation des ressources pour chaque activité l'identification, la préparation et le contrôle des procédures et des instructions de travail le besoin d'équipement ou de matériaux spéciaux l'inspection ou les points d'arrêt de l'organisme de réglementation le traitement des considérations environnementales. Le programme de construction devrait également montrer que les considérations suivantes sont prises en compte : la description de tous les essais fonctionnels nécessaires devant être effectués afin de démontrer que les SSC ont été correctement fabriqués et installés la confirmation que le personnel compétent chargé de la conception, de l ingénierie, de l entretien, du fonctionnement ainsi que d autres équipes techniques de soutien pertinentes ont participé à la documentation des spécifications des essais de construction, y compris la démonstration que les objectifs de sûreté ont été atteints les dispositions prises pour garantir que la construction et les essais sont effectués en une séquence méthodique, depuis les essais pré-opérationnels de chacun des SSC jusqu'aux essais intégrés relatifs au rendement de la centrale 34 Ébauche

41 les dispositions prises pour faciliter la surveillance réglementaire des étapes de construction, des essais et (ou) des points d'arrêt précisés en vue de prendre des mesures d'autorisation dans le programme de construction Programme de démarrage Le titulaire de permis devrait décrire le programme de démarrage qui sera mis en œuvre. Le programme de démarrage a pour but ultime de démontrer que la centrale remise à neuf fonctionnera conformément à l intention de la conception et aux exigences du régime de permis. Le programme de démarrage devrait être exhaustif, vérifiable et détaillé de manière à donner l'assurance que la centrale a été dûment autorisée avant de pouvoir la remettre en activité. Le programme de démarrage devrait être structuré dans une séquence systématique de manière à soumettre la centrale à des conditions moins rigoureuses avant de l'exposer à des conditions plus sévères assorties de points de contrôle du démarrage clairement définis, destinés à permettre l'évaluation et l'acceptation des résultats des essais avant de poursuivre. Le programme de démarrage devrait aborder les aspects suivants : la description du processus technique à suivre pour gérer le démarrage la confirmation que les essais seront effectués dans une séquence systématique à partir des essais pré-opérationnels sur chaque SSC jusqu'aux essais intégrés de rendement de la centrale la description des activités de vérification et de la validation des systèmes intégrés de la centrale telle que construite, qui doivent être exécutées, y compris une description du plan de vérification et de validation des facteurs humains; la confirmation que le programme prévoit des témoins réglementaires des essais spécifiés et (ou) des points d'arrêt prévus pour les phases d'autorisation spécifiées dans le programme de démarrage une proposition pour établir les chevauchements dans l'élaboration des procédures de démarrage et des procédures opérationnelles et d'entretien afin de permettre un transfert efficace des connaissances à l'organisation exploitante les arrangements proposés, y compris les calendriers et les jalons, pour la validation des procédures opérationnelles (dans des conditions normales et anormales, et dans les cas d'excursion de puissance et d'urgence) qui sera (dans toute la mesure du possible) exécutée dans le cadre du programme de démarrage et avec la participation du futur personnel d'exploitation de la centrale la description des essais (y compris des critères d'acceptation) devant être exécutés aux différentes phases de démarrage, de façon à démontrer que la centrale une fois installée respecte les exigences de conception et de sûreté. Le programme de démarrage devrait présenter un dossier démontrant la sûreté de la séquence des essais de démarrage proposée. Le programme de démarrage devrait être divisé en quatre phases, décrites ci dessous : La phase A permet de s'assurer que les systèmes requis pour assurer la sûreté lorsque le combustible est chargé dans le réacteur ont été adéquatement mis en service. Elle doit être menée à terme avant que le titulaire de permis ne soit autorisé à charger le combustible dans le réacteur La phase B permet de s'assurer que le combustible est chargé dans le réacteur de façon sécuritaire et de confirmer que l'état du réacteur permette son démarrage et que tous les 35 Ébauche

42 prérequis permettant la criticité du réacteur sont satisfaits. Elle doit être menée à terme avant que le titulaire de permis soit autorisé à lever l'état d'arrêt garanti La phase C permet de confirmer le comportement du réacteur à l'étape de criticité initiale et pendant les essais ou tests subséquents à faible puissance; elle inclut les activités qui ne peuvent être réalisées en état d'arrêt garanti La phase D vise la démonstration du comportement du réacteur et des systèmes aux puissances supérieures; elle inclut les activités que l'on ne peut réaliser aux niveaux de puissance exigés lors de la phase C. Le titulaire de permis devrait décrire les activités de remise en service de la centrale. La remise en service signifie la reprise de l'exploitation commerciale de l'installation nucléaire ainsi que des systèmes nucléaires et non nucléaires. Les activités de remise en service devraient comprendre un ensemble de documents d'assurance d'achèvement pour la conception, pour la construction et pour chaque phase de la remise en service. Le titulaire de permis devrait veiller à ce que les documents d'assurance d'achèvement : décrivent les modifications apportées aux SSC démontrent l'assurance d'achèvement globale à chaque jalon prédéfini confirment qu'une formation a été dispensée et que la centrale dispose d'un personnel qualifié en nombre suffisant. Les activités de remise en service devraient démontrer que tous les travaux prévus ont été réalisés, que la centrale remise à neuf est conforme aux conditions du permis et du fondement d'autorisation, et que la centrale peut reprendre son exploitation commerciale en toute sécurité. Le titulaire de permis devrait également veiller à ce que les documents relatifs à l'exploitation, à l'ingénierie et à l'entretien soient disponibles et ont été validés pour permettre l'exploitation de la centrale Étendue du démarrage L'étendue des activités de démarrage décrite dans le programme de démarrage peut être adaptée et être proportionnée à l'ampleur et à la durée des activités de réfection. Le programme de démarrage devrait fournir un dossier sur la suffisance de la portée des essais de démarrage tant au niveau d'un système particulier qu'au niveau de la vérification intégrée d'un ou de plusieurs systèmes de la centrale. L'étendue du démarrage des systèmes particuliers devrait être adaptée en fonction de l'état des systèmes durant l'arrêt prévu aux fins de la réfection et de l'étendue des changements apportés aux systèmes lors de la réfection. Pour définir l'étendue de démarrage, on recommande d'utiliser les catégories de systèmes suivantes : SSC en mode d'exploitation normale SSC qui resteront en mode d exploitation normale, avec la poursuite des activités des programmes de surveillance de l'intégrité et d'entretien systématique des systèmes. Les activités de démarrage peuvent se limiter aux contrôles et essais nécessaires pour vérifier que ces SSC reprennent comme prévu leur fonctionnement normal avec des charges opérationnelles accrues. SSC à l'arrêt Les SSC sont arrêtés et déposés. Il peut s'agir d'ssc qui ont été débranchés ou démontés afin de fournir l'accès permettant de réaliser des travaux durant l'arrêt de la centrale. Les activité 36 Ébauche

43 de démarrage devraient être définies et proportionnées en fonction des situations particulières de remise à neuf des SSC afin d'assurer l'exploitabilité de ceux-ci et de veiller à ce que les hypothèses des analyses de sûreté et de conception sont toujours satisfaites. SSC nouveaux ou modifiés Systèmes nouvellement installés ou systèmes existants ayant subi des réparations, des modifications ou des remplacements importants. Le démarrage devrait être effectué afin de confirmer que les SSC et la centrale intégrée exécuteront leurs fonctions selon les spécifications de conception. Le programme de démarrage devrait décrire le niveau de démarrage nécessaire de ces systèmes en tenant compte des considérations précitées et en tenant compte des connaissances existantes, du vieillissement et du besoin d'établir de nouveaux renseignements de référence pour la surveillance future des systèmes. Durant la réfection, d'intenses activités de conception et de construction sont censées se dérouler, impliquant l'entretien, le remplacement, la modification ou l'ajout de nouveaux SSC. On s'attend à ce que le niveau de démarrage dans l'installation démontrera que les hypothèses des analyses de sûreté et de conception sont satisfaites. La vérification intégrée des systèmes de la centrale devrait être effectuée en se fondant sur l'étendue des modifications apportées à l'installation et le risque qu'elles modifient les hypothèses de conception ou du rapport de sûreté. Dans le programme de démarrage, le titulaire de permis devrait décrire et justifier la pertinence et l'exhaustivité des activités de vérification intégrée des systèmes. On s'attend à ce que l'étendue de cette vérification soit liée à l'importance des activités de réfection. En établissant la portée du programme de démarrage, le titulaire de permis devrait examiner les aspects suivants : l'arrêt de la centrale est censé durer ou dure plus de 4 mois mais moins d un an, et au moins trois des SSC suivants sont réparés ou remplacés à grande échelle, ou font l'objet de modifications importantes sur le plan de la conception grands récipients sous pression grosses pompes grands échangeurs de chaleur structures d'eau de refroidissement petites pompes petits échangeurs de chaleur génératrices de secours génératrices diesel câbles de commande et d'alimentation électrique instrumentation et contrôle chacun des SSC suivants sont réparés ou remplacés à grande échelle, ou font l'objet de modifications importantes sur le plan de la conception canaux de combustible générateurs de vapeur (y compris les générateurs internes) supports de l'ensemble actif du réacteur / de la cuve structures de génie civil importants (dont l'enceinte de confinement) mécanismes de contrôle de la réactivité (y compris les SAU1 et SAU2) groupe turbo-alternateur ordinateurs de la centrale 37 Ébauche

44 système de refroidissement d'urgence du cœur du réacteur et système d'injection canalisations nucléaires (y compris les conduites d'alimentation) l'arrêt de la centrale est censé durer ou dure plus d'un an Points d'arrêt Le programme de démarrage devrait être structuré dans une séquence systématique de manière à soumettre la centrale à des conditions moins rigoureuses avant de l'exposer à des conditions plus sévères, assorties de points de contrôle clairement définis avant de poursuivre. Les points d'arrêt sont imposés pour permettre l'évaluation correcte des résultats du démarrage disponibles par rapport aux critères d'acceptation préétablis. Pour faciliter la levée de ces points d'arrêt, le titulaire de permis devrait élaborer des tableaux matriciels détaillés des exigences préalables qui doivent être officiellement démontrées avant d'obtenir l'accord de toutes les parties intéressées. Le programme de démarrage devrait décrire le processus formel employé pour la levée des points d'arrêt. Un sous-ensemble de points d'arrêt nécessitera une approbation réglementaire officielle pour qu'ils puissent être levés. Ces points d'arrêt réglementaires seront normalement associés aux phases de la mise en service et peuvent comprendre des essais de démarrage ou des niveaux de charge clés. Pour être autorisé à «franchir» un point d arrêt, le titulaire de permis doit soumettre à la Commission un document d assurance d achèvement, qui démontre que tous les engagements à respecter avant l enlèvement du point d arrêt ont été remplis et que tous les rapports attestant l'achèvement des travaux de conception, de construction et de mise en service ont été réalisés. En outre, le titulaire de permis doit fournir une confirmation écrite que l'état de la centrale permet de passer en toute sécurité à la phase suivante du programme de démarrage de l'installation. La Commission doit accepter le document d assurance d achèvement avant que l autorisation de franchir le point d arrêt soit accordée. Pour faciliter la levée des points d'arrêt réglementaires, la CCSN recommande au titulaire de permis d'élaborer des tableaux matriciels détaillés des exigences préalables qui doivent être officiellement démontrées avant d'obtenir l'accord de toutes les parties intéressées. Les points d'arrêt seront généralement choisis de commun accord par la CCSN et le titulaire de permis, et seront incorporés dans le permis Reprise de l'exploitation normale Le titulaire de permis pourra entreprendre l'exploitation normale une fois qu'il aura obtenu toutes les autorisations de la CCSN et qu'il aura franchi tous les points d'arrêt. Après la remise en service, on s'attend à ce que le titulaire de permis fasse un suivi du rendement de la centrale et des programmes nouveaux ou mis à jour afin de s'assurer qu'ils sont adéquats Suivi du projet À toutes les phases de l'exécution du projet, le titulaire de permis devra assurer un suivi du projet en ce qui concerne les progrès accomplis, la sûreté et la qualité. Tous les risques identifiés devraient être gérés de manière appropriée. La surveillance comprend, entre autres : 38 Ébauche

45 les modifications techniques les changements apportés à la portée la supervision des activités des sous-traitants l'efficacité des mesures correctives les non-conformités procédurales la configuration de l'installation nucléaire le respect du calendrier les incidents relatifs à la sécurité des travailleurs, pouvant impliquer des blessures, des accidents évités de justesse, des pratiques dangereuses et des expositions imprévues au rayonnement; la performance environnementale la détermination du besoin de : créer de nouveaux programmes et de nouvelles procédures réviser les programmes et procédures existants changer les ressources réviser les programmes de formation ou le matériel didactique élaborer et mettre en œuvre de nouveaux programmes de formation ou du nouveau matériel didactique. Une fois le projet terminé, le titulaire de permis doit s'assurer que tous les engagements en suspens ont été réalisés, y compris toutes les améliorations dont l'achèvement était prévu après le redémarrage. Ces éléments seront suivis par l'entremise des processus d'autorisation habituels. 3. Plan de fin d'exploitation 3.1 Plan d'exploitation durable Le plan d'exploitation durable (PED) décrit les mesures prises par le titulaire de permis pour faire passer la centrale nucléaire du mode de fonctionnement normal à l'état de stockage sûr (ESS). Le titulaire de permis devrait aborder les éléments généraux suivants : la date à laquelle la centrale nucléaire passera à l'ess et la durée de la période pendant laquelle le réacteur sera en ESS le système de gestion et toute condition ou modification particulière exigée durant le passage à l'ess, durant la période de transition comprise entre l'ess et la phase de déclassement et durant le déclassement proprement dit (pratiques d'approvisionnement, programmes d'entretien, gestion de la qualité, etc.) le maintien de l'aptitude fonctionnelle de la centrale nucléaire avant l'ess et le déclassement, y compris l'assurance de la conformité de la centrale au fondement d autorisation et au dimensionnement, et la réalisation d'une analyse de la sûreté pour rendre compte des effets du vieillissement sur les SSC et des marges de sûreté opérationnelle de la centrale nucléaire la fidélisation de personnel qualifié et expérimenté et la gestion des connaissances relatives à l'installation et à ses équipements l'identification des entrepreneurs utilisés et le niveau de contrôle lié aux travaux réalisés par ceux-ci la formation à offrir aux travailleurs qui participeront à l'ess ainsi qu'aux activités de déclassement de la centrale nucléaire l'examen des rejets dans l'environnement à surveiller durant la période de transition et la période de l'ess (rejets, contamination du sol, contamination des eaux souterraines, etc.) 39 Ébauche

46 les modifications apportées aux plans en raison de circonstances exceptionnelles les méthodes utilisées pour maintenir la sécurité de l'installation le type de programmes de gestion du vieillissement requis durant la période de l'ess la façon de maintenir la radioprotection les garanties financières destinées au déclassement et à la période de transition entre l'ess et le déclassement. 3.2 Plan de stockage à l état sûr Le plan de SES a pour but de vérifier la capacité du titulaire de permis à placer et maintenir la centrale nucléaire en état de stockage sûr à long terme avant le déclassement. Le plan comprend les éléments suivants : le plan d'activités de stabilisation (PAS) qui décrit les mesures prises pour passer de l'arrêt du réacteur au SES; le plan de stockage et de surveillance (PSS) qui décrit les activités requises pour maintenir la sûreté de la centrale nucléaire durant le SES. À toutes les étapes de la préparation et de la mise en œuvre du plan de SES, il incombe au titulaire de permis de veiller à assurer convenablement la protection des travailleurs, de la population et de l'environnement contre les dangers radiologiques et conventionnels. Avant de placer la centrale nucléaire en état de stockage sûr, le titulaire de permis devrait dans la mesure du possible prendre des mesures pour réduire les dangers posés par celle-ci. Cette méthode permet au titulaire de permis de réduire les besoins généraux d'entretien de la centrale et de consacrer du temps aux questions relatives au déclassement. Lors de l'élaboration du plan de SES, la tâche principale consiste à effectuer une évaluation approfondie de la sûreté, abordant tous les éléments des DSR autorisés par le PERP. Cette évaluation constitue le fondement du PAS et de le SES. En tant que fondement des mesures à prendre durant la période de transition vers le SES et tout au long de la période durant laquelle le réacteur sera en SES, l'évaluation de la sûreté devrait être aussi complète que possible et considérer à la fois les dangers radiologiques et les dangers conventionnels posés par l'ensemble de l'installation, et pas uniquement ceux posés par les réacteurs. Cette évaluation établit la confiance quant à la capacité du titulaire de permis à préserver la sûreté de la centrale nucléaire et constitue la base de référence pour le contrôle, la maintenance, la surveillance et le futur démantèlement. En fonction de la durée du SES, il peut être utile que le titulaire de permis réévalue la sûreté à l'aide de nouvelles données mesurées à intervalles prédéterminés. Cette évaluation de la sûreté et toute révision faisant appel à ces nouvelles données devraient être présentées à la CCSN Plan d'activités de stabilisation Le PAS s'applique à la centrale nucléaire lorsqu'elle passe de l'exploitation normale au SES. Cette partie couvre les activités et les tâches à accomplir lors de la préparation de la centrale en vue du SES. Ce plan devrait prendre en compte toutes les mesures et activités requises pour faire passer la centrale de l'état permanent débranché au SES. Parmi les mesures prévues par le PAS, on peut citer des activités telles que l'enlèvement du combustible, la vidange du modérateur et l'isolement des sources radioactives résiduelles, destinées à réduire le terme source d'émissions radioactives. La culture de sûreté et les programmes de santé et de sécurité au travail devraient être revus afin 40 Ébauche

47 de s'assurer que les travailleurs qui resteront sur place comprennent les effets que les modifications apportées à la centrale auront sur les pratiques générales en matière de sûreté. Lors du passage de l'exploitation normale au SES, l'accès à certaines zones de la centrale sera plus ou moins restreint en raison de la présence de nouveaux dangers ou du changement des dangers. Le PAS devrait passer en revue les contrôles de l'accès à toutes les zones de la centrale lors du passage au SES et durant toute la période durant laquelle la centrale sera en SES. Durant ce processus, la radioprotection est un élément important car le changement de configuration de la centrale peut entraîner de nouveaux dangers radiologiques qui n'étaient pas présents auparavant. Cet examen veillera à réduire le plus possible les risques d'exposition des travailleurs et, lorsque le danger ne peut être supprimé, à considérer soigneusement les façons de minimiser l'importance et la durée de l'exposition. Un autre aspect du PAS est la préparation du site. Le titulaire de permis devrait passer en revue tous les SSC de l'installation pour identifier ceux qui doivent subir des modifications ou des mises à niveau pour répondre aux besoins du SES, et ceux qui peuvent être retirés du service. Dès que ceux-ci auront été identifiés et présentés à la CCSN aux fins d'examen, le titulaire de permis pourra mettre en œuvre les modifications à l'appui du SES Plan de stockage et de surveillance Le plan de stockage et de surveillance décrit les mesures appliquées pour veiller à maintenir la centrale dans des conditions sécuritaires tout au long du SES. Les tâches menées dans le cadre de ce plan sont axées sur le matériel, les systèmes, les processus et les procédures qui doivent être entretenus et le plan indique la fréquence requise des activités. La fréquence de l'entretien diminue généralement lorsque l'installation est en SES, mais les méthodes utilisées pour contrôler et entretenir l'équipement devraient en général demeurer inchangées. Ce plan devrait dans la mesure du possible faire appel aux procédures existantes pour réduire le besoin d'en élaborer de nouvelles. Le titulaire de permis devra toutefois faire appel à de nouveaux programmes ou à de nouvelles procédures pour tenir compte de certains aspects lorsque la centrale est en SES, par exemple les fuites en direction de la nappe phréatique et l'inspection de l'état des éléments structurels de l'installation. Le plan devrait également décrire : les mesures à prendre durant les situations normales et anormales alors que la centrale se trouve en SES la fréquence et la nature des activités d'entretien, d'inspection et de surveillance, y compris les programmes de gestion du vieillissement la sécurité matérielle de la centrale placée en SES les paramètres à surveiller pour assurer l'intégrité de la centrale nucléaire (humidité, corrosion, ventilation, polluants atmosphériques, etc.) les paramètres à surveiller pour assurer la protection de l'environnement et la surveillance des effluents et rejets potentiels les paramètres à surveiller pour assurer l'observation continue des prescriptions en matière de radioprotection du personnel restant et du public les changements apportés aux plans, programmes et procédures en place et requis par le SES (modification du plan d'intervention d urgence, du programme de RP, etc.) les ressources nécessaires pour assurer l'entretien de la centrale nucléaire tout au long de la phase de SES (matériel, capitaux, personnel, fournitures, etc.) 41 Ébauche

48 les pratiques à appliquer en matière de gestion des déchets, y compris la prévision des quantités de déchets, triés par catégories, qui seront produits à chaque phase couverte par le SES les documents à produire lorsque la centrale sera en SES. 3.3 Déclassement Lorsque le titulaire de permis a placé la centrale nucléaire en SES, il devrait mettre à jour le plan préliminaire de déclassement et préparer un plan de déclassement détaillé. Le plan de déclassement détaillé devrait être préparé à l'appui d'une demande de permis de déclassement, conformément au guide d application de la réglementation G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées, et à la norme de l'association canadienne de normalisation (CSA) N294-09, Déclassement des installations contenant des substances nucléaires. Étant donné que le permis de déclassement est distinct du PERP, le déclassement sort du cadre du présent document. 42 Ébauche

49 Glossaire Durée de vie nominale La période d'exploitation originalement prévue durant la phase de conception de la centrale. Elle sert de référence ou de cible pour les activités de planification dont la conception des SSC qui peuvent avoir une incidence sur l'exploitation sûre de la centrale nucléaire. Pour ce document d'application de la réglementation et les réacteurs CANDU actuellement en exploitation, sauf avis contraire, la «durée de vie nominale» d'une centrale est de 30 ans selon un facteur de capacité de 0,8 de pleine puissance nominale, c'est-à-dire HPPE à partir de la date de sa première criticité. Dans le cas d'installations comptant plusieurs réacteurs, il s'agira de la date de la première criticité du premier réacteur nucléaire. Codes, normes et pratiques Information se trouvant dans les documents d'orientation et dans les guides, codes et normes modernes de l'industrie. Les pratiques doivent tenir compte des améliorations connues de conception pour les structures, les systèmes et les composants, du retour d'expérience et des résultats de progrès techniques (par exemple nouvelles connaissances sur l'effet cumulatif du vieillissement, résultats de travaux de recherche et développement sur la physique des réacteurs, ingénierie des facteurs humains, fiabilité humaine et génie logiciel). Voir également «Codes, normes et pratiques modernes». Dimensionnement Éventail des conditions et des événements dont tient compte la conception de structures, de systèmes et de composants d'une centrale nucléaire selon des critères établis, par exemple ce à quoi peut résister l'installation sans dépasser les limites autorisées pour l'exploitation planifiée des systèmes de sûreté. Le dimensionnement comprend la description de la conception, les manuels de conception, les dessins de conception et le rapport d'analyse de la sûreté. HPPE Heure de pleine puissance effective; période de service d'un composant égale à la quantité de service complet qu'aurait subi le composant s'il avait été exploité de façon continue pendant une heure complète. Fin de l'exploitation Arrêt définitif et permanent de l'exploitation du réacteur d'une centrale nucléaire (ou de la tranche d'une centrale à plusieurs tranches). L'installation de la centrale nucléaire reste assujettie au permis d'exploitation d'un réacteur de puissance, 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. Constatation Information obtenue ou conclusion tirée lorsque l'on compare des déclarations particulières ou des conditions réelles à ce qui est requis, attendu, accepté ou pratiqué. Dossiers génériques Problèmes de sûreté non réglés, communs à toutes les conceptions de centrales nucléaires, nécessitant des mesures correctives par le titulaire de permis dans un délai raisonnable. Méthodologie d'évaluation globale Méthode ou moyen pour formuler un jugement de risque général sur le caractère acceptable de la continuité de l'exploitation sûre de l'installation nucléaire pour la période de prolongation proposée de la durée de vie. 43 Ébauche

50 Plan de mise en œuvre intégrée (PMOI) Plan qui traite de la portée technique et du calendrier du projet pour prolonger l'exploitation au-delà de la durée de vie nominale en tenant compte des résultats d'un examen intégré de la sûreté (EIS) et, s'il y a lieu, d'une évaluation environnementale (EE). Examen intégré de la sûreté (EIS) Évaluation complète de la conception et de l'exploitation d'une installation nucléaire, réalisée pour prendre en compte l'effet cumulatif du vieillissement, des modifications, du retour d'expérience, des progrès techniques et de facteurs de choix de l'emplacement, visant à assurer un degré élevé de sûreté pour toute la durée de vie utile de l'installation (ou de l'activité). Document de fondement de l'examen intégré de la sûreté (EIS) Document qui énonce la portée et la méthodologie d'exécution d'un EIS. Exploitation à long terme (ELT) L'exploitation après la durée de vie nominale de la centrale, qui a été justifiée par les résultats d'un examen intégré de la sûreté tenant compte des conditions des structures, des systèmes et des composants (SSC), des processus de limitation de la durée de vie et de l'examen de la conception de la centrale et des mesures d'exploitation en place par rapport aux codes et pratiques modernes. Fondement d'autorisation Le fondement d'autorisation pour une installation ou une activité réglementée est un ensemble d'exigences et de documents qui comprend : les exigences réglementaires stipulées dans les lois et règlements applicables les conditions et les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans le permis pour l'installation ou l'activité et les documents cités en référence directement dans ce permis les mesures de sûreté et de réglementation décrites dans la demande de permis et les documents soumis à l'appui de cette demande. Codes, normes et pratiques modernes Combinaison d'objectifs, d'exigences et de leçons tirées de l'expérience qui s'appliquerait au choix de l'emplacement, à la conception, à la construction, à la mise en service, à l'exploitation et au déclassement d'une installation nucléaire si elle était construite au moment de l'engagement du projet de prolongation de l'exploitation passé la durée de vie nominale. Installation nucléaire Aux fins du présent document, désigne toute centrale nucléaire; elle comprend, le cas échéant, le sol sur lequel se trouve le réacteur, un bâtiment qui fait partie du réacteur ou de l'équipement utilisé relativement au réacteur, et tout système de gestion, de stockage ou d'élimination d'une substance nucléaire. Remise à neuf/réfection Activité ou ensemble d'activités visant à remettre des structures, des systèmes ou des composants individuels ou regroupés dans un état comparable à celui d'une structure, d'un système ou d'un composant nouveau. Dossier de sûreté Rassemblement d'arguments et d'éléments probants destinés à démontrer la sûreté d'une installation. Le dossier de sûreté comprend habituellement une évaluation de la sûreté, mais peut normalement 44 Ébauche

51 comprendre aussi des renseignements (dont des preuves objectives et des raisonnements) sur la robustesse et la fiabilité de l'évaluation de la sûreté et des hypothèses qui s'y rapportent. Objectif de sûreté Objectif destiné à protéger le personnel de l'installation du réacteur, le public et l'environnement de tout préjudice en établissant et en maintenant des systèmes efficaces de défense contre les risques radiologiques. Importance pour la sûreté L'importance d'une découverte ou d'une question pour l'atteinte des objectifs fondamentaux de sûreté nucléaire définis par l'agence internationale de l'énergie atomique 1. Généralement, une découverte ou une question revêt une importance pour la sûreté si elle dénote un écart par rapport au dossier de sûreté accepté pour l'autorisation, susceptible d'être préjudiciable à la sûreté, par exemple : réduction de marges ou dépassement des limites acceptées augmentation du risque défaillances (à des degrés divers) des systèmes spéciaux de sûreté ou des fonctions de sûreté pour l'atténuation des effets des accidents les facteurs humains événements causant des rejets radioactifs et des déversements de substances dangereuses, des blessures aux travailleurs ou au public. Structures, systèmes et composants (SSC) Terme général englobant tous les éléments (aspects) d'une installation ou d'une activité qui contribuent à la protection et à la sûreté, à l'exclusion des facteurs humains. Les structures sont des éléments passifs : bâtiments, cuves, boucliers, etc. Un système comprend plusieurs composants assemblés de manière à exécuter une fonction (active) spécifique. Un composant est un élément discret d'un système, par exemple des câbles, des transistors, des circuits intégrés, des moteurs, des relais, des solénoïdes, des conduites, des raccords, des pompes, des réservoirs et des vannes. Stockage sous surveillance Étape planifiée d'un programme de déclassement où les substances, l'équipement et les sites restants sont placés sous surveillance contrôlée pendant une période précise. Remarque : la vérification de la conformité au permis par l'organisme de réglementation qui a émis celui-ci se poursuit pendant cette période. Hypothèses limitées dans le temps (HLT) Hypothèses utilisées dans certaines analyses de sûreté ou de conception d'une centrale ou de SSC qui se fondent sur une durée de vie déterminée de cette centrale ou de ces SSC. À titre d'exemple, le calcul de la fatigue mentale, l'analyse du choc thermique pressurisé, la déformation et la fragilisation induites par le rayonnement, le vieillissement thermique, la perte de matériaux et qualification des câbles électriques et des câbles d'i et C sont inclus dans ces analyses. 1 AIEA, INSAG 12, Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants 75-INSAG-3 Rev. 1, Vienne, Ébauche

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53 Références 1. Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN), RD-360 version 2, Gestion de la durée de vie des centrales nucléaires (ébauche). 2. Gouvernement du Canada, Loi canadienne sur l'évaluation environnementale, L.C. 1992, ch Loi canadienne sur l'évaluation environnementale, Règlement sur la liste d'étude approfondie, DORS/ Loi canadienne sur l'évaluation environnementale, Règlement sur la liste d'exclusion, DORS/ Loi canadienne sur l'évaluation environnementale, Règlement sur la liste d'inclusion, DORS/ Loi canadienne sur l'évaluation environnementale, Règlement sur les dispositions législatives et réglementaires désignées, DORS/ Loi canadienne sur l'évaluation environnementale, Procédures d'examen par une Commission, lignes directrices publiées en vertu de la Loi, novembre Gouvernement du Canada, Code canadien du travail, Partie II, Santé et sécurité au travail, S.R., 1985, ch. L-2, Agence canadienne d'évaluation environnementale, Énoncé de politique opérationnelle, Préparation des descriptions de projets en vertu de la Loi canadienne sur l'évaluation environnementale, Agence internationale de l énergie atomique (AEIA), Collection rapports de sûreté no 57, Safe Long Term Operation of Nuclear Power Plants, Vienne, Autriche, AIEA, collection Rapports de sûreté, Periodic Safety Review of Nuclear Power Plants Safety Guide, n o NS-G-2.10, Vienne, Autriche, CCSN, G-219 Les plans de déclassement des activités autorisées, Ottawa, L'Association canadienne de normalisation (CSA), N Exigences relatives au système de gestion des centrales nucléaires, Mississauga, Canada, Organisation internationale de normalisation, ISO 14001:2004, Systèmes de management environnemental -- Exigences et lignes directrices pour son utilisation, Geneva, British Standards Institution, Occupational Health and Safety Assessment Series (OHSAS) 18001:2007, Occupational Health and Safety Management Systems Requirements, London, CNSC, G-323, Assurer la présence d'un nombre suffisant d'employés qualifiés aux installations nucléaires de catégorie I - Effectif minimal, août, CNSC, G-278, Plan de vérification et validation des facteurs humains, juin, CNSC, G-276, Plan de programme d'ingénierie des facteurs humains, juin, CNSC, RD-337, Conception des nouvelles centrales nucléaires, novembre, CNSC, RD-334, Gestion du vieillissement des centrales nucléaires, juin CNSC, RD-321, Critères portant sur les systèmes et les dispositifs de protection physique sur les sites à sécurité élevée, document confidentiel, décembre, CNSC, RD-361, Critères portant sur les dispositifs de détection de substances explosives, d imagerie par rayons X et de détection de métal sur les sites à sécurité élevée, document confidentiel, CNSC, RD-363, Aptitudes psychologiques, médicales et physiques des agents de sécurité nucléaire,.novembre, CNSC, G-208, Les plans de sécurité pour le transport des matières nucléaires de catégorie I, II ou III, mars, Ébauche

54 25. CNSC, G-274 Les programmes de sécurité pour les matières nucléaires de catégorie I ou II, ou pour certaines installations nucléaires, mars, CNSC, G-219, Les plans de déclassement des activités autorisées, juin, CSA N Déclassement des installations contenant des substances nucléaires, Mississauga, Ébauche

55 Renseignements supplémentaires Les documents suivants contiennent des renseignements supplémentaires qui pourraient intéresser les personnes concernées par l'exploitation à long terme d'une centrale nucléaire : 1. Loi sur l'accès à l'information, L.R.C. 1985, ch. A Loi sur les ressources en eau du Canada, L.R.C. 1985, ch. C Loi canadienne sur la protection de l'environnement, L.C. 1999, ch Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN), INFO-0774 Processus d'examen environnemental préalable à la CCSN, Ottawa, Canada, janvier CCSN, P-242 Examen des coûts et des avantages, Ottawa, octobre CCSN, S-99 Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires, Ottawa, mars CCSN, G-206, Les garanties financières pour le déclassement des activités autorisées, juin CCSN, G-320 Évaluation de la sûreté à long terme de la gestion des déchets radioactifs, Ottawa, décembre Loi sur les pêches, L.R.C. 1985, c. F Agence internationale de l énergie atomique (AIEA), Maintenance, Surveillance and Inservice Inspection in Nuclear Power Plants, collection Normes de sûreté, Guide de sûreté NS-G-2.6, Vienne, Autriche, AIEA, Ageing Management for Nuclear Power Plants, collection Normes de sûreté, Guide de sûreté NS-G-2.12, Vienne, Loi de 1994 sur la convention concernant les oiseaux migrateurs, L.C. 1994, ch Loi sur les déchets de combustible nucléaire, L.C. 2002, ch Ébauche

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57 Annexe A : Gestion de la durée de vie des centrales nucléaires 51 Ébauche

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59 Annexe B : Directives relatives au contenu technique : Vérifications de la suffisance Exhaustivité Intégralité Exactitude Pertinence a. Les objectifs et le champ d'application du mémoire sont clairement énoncés. b. Les objets sont décrits dans le mémoire dans un format explicite et exempt d'ambiguïtés. c. Les exigences et attentes formulées dans l'ensemble des lois, règlements, documents de réglementation, codes et normes applicables ainsi que dans les documents d'orientation de la CCSN et de l'aiea sont identifiées. d. Les pratiques d'excellence de l'opex et de l'industrie sont examinées, s'il y a lieu. e. Le cas échéant, la conformité de l'état de la centrale aux normes et codes actuels est incluse (plutôt que de comparer les versions actuelles aux anciennes versions des codes et des normes). a. Tous les éléments, aspects et activités liés aux objets que l'on s'attend à voir abordés, sont traités. (C'est-à-dire, le mémoire est-il- autonome?) b. Pour démontrer le niveau conformité du titulaire de permis, le mémoire est accompagné d'arguments, de justifications, de discussions ou de preuves suffisamment détaillés pour permettre au personnel de la CCSN de prendre une décision réglementaire. c. Les arguments, justifications, discussions ou preuves présentés dans le mémoire sont structurés, organisés et vérifiables. d. Le mémoire a fait l'objet d'un processus d'approbation officiel indiquant que le titulaire de permis a assumé la responsabilité de l'intégrité et de l'exactitude techniques. a. Les exigences et attentes formulées dans l'ensemble des lois, règlements, documents de réglementation, codes et normes applicables ainsi que dans les documents d'orientation de la CCSN et de l'aiea sont correctement interprétées et appliquées. b. L'approche et la méthodologie sont conformes aux exigences applicables. c. Les analyses justificatives sont effectuées conformément aux normes applicables et aux pratiques d'excellence de l'industrie. b. Les hypothèses et prémisses utilisées dans le mémoire sont compatibles avec les objectifs et le champ d'application énoncés, et sont justifiées. c. Les arguments, justifications et autres énoncés présentes dans le mémoire sont appuyés par des codes, nomes et pratiques spécifiques et admis, ainsi que par des résultats des recherches et développements pertinents et des documents du titulaire de permis. d. Les énoncés figurant dans le mémoire sont corroborés par des documents de référence crédibles, sont vérifiés par des experts reconnus ou par des pratiques d'excellence établies, et sont susceptibles d'être approuvés par un expert indépendant en la matière. a. Les exigences et attentes pertinent de l'ensemble des lois, règlements, documents de réglementation, codes et normes applicables ainsi que es documents d'orientation de la CCSN et de l'aiea sont utilisées et satisfaites. b. Les documents, méthodes ou ressources utilisés (références, experts reconnus ou pratiques d'excellence établies) sont pertinents, actuels et connus des spécialistes de la question dans le domaine considéré. c. Le contenu du mémoire traite du ou des objectifs et du champ d'application énoncés et vise à y répondre. d. La démarche, les méthodes, les processus, les procédures et les programmes utilisés dans le mémoire sont pertinents, éprouvés dans la pratique ou, le cas échéant, acceptés par la CCSN. e. Les conclusions et les mesures recommandées sont conformes et proportionnées aux engagements, obligations ou tâches concurrentes actuels du titulaire de permis. f. Les conclusions sont conformes aux objectifs et au champ d'application du mémoire, sont conformes aux renseignements présentés tout au long du mémoire et sont appuyées par ceux-ci. 53 Ébauche

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61 Annexe C : Domaines de sûreté et de réglementation de la CCSN Domaine fonctionnel Domaines de sûreté et de réglementation Domaines particuliers (y compris, sans toutefois s'y limiter) Gestion Installation et matériel Système de gestion Système de gestion (y compris la gestion de la sûreté) / surveillance de la gestion de la qualité Structure organisationnelle, rôles et responsabilités, gestion des ressources, leadership Planification stratégique et d'entreprise Communication interne Surveillance et examen du rendement de la gestion en matière de sûreté Gestion des changements organisationnels Gestion des questions de sûreté (y compris des programmes de R. et D.) Culture de sûreté Gestion du rendement humain Rendement opérationnel Analyse de la sûreté Formation du personnel Examen et accréditation du personnel (au besoin) Organisation du travail et conception de tâches (personnel suffisant pour les quarts de travail, heures de travail limitées) Programmes de rendement humain (conformité aux procédures, outil menant à une exploitation exempte d'incidents, identification des erreurs) Aptitude au travail Procédures et outils de travail (conception et validation) Exécution des activités autorisées Caractère adéquat des procédures Expérience en exploitation (OPEX) (programmes d'actions correctives, analyse des causes fondamentales, examen de l'efficacité) Rapport et direction Rendement de la gestion des arrêts Analyse déterministe de la sûreté Analyse des dangers (internes et externes), notamment : Analyse des risques d'incendie Analyse des dangers sismiques Risque d'inondation Cadre d'exploitation sécuritaire Analyse probabiliste de la sûreté (y compris les actions humaines dans l'analyse de la sûreté) Analyse de la robustesse Sûreté en matière de criticité 55 Ébauche

62 Domaine fonctionnel Processus de contrôle du cœur Domaines de sûreté et de réglementation Conception matérielle Aptitude fonctionnelle Radioprotection Santé et sécurité non radiologiques Domaines particuliers (y compris, sans toutefois s'y limiter) Système de classification Caractérisation du site Contrôle des modifications techniques Qualification de l'équipement Systèmes de sûreté de l'installation Systèmes de contrôle du réacteur Facteurs humains dans la conception Gestion de la configuration Conception de l'enveloppe de pression Conception du combustible Conception nucléaire Systèmes fonctionnel et de contrôle Systèmes de gestion des déchets Systèmes électrique et de distribution Systèmes de contrôle et de qualification de l'environnement Systèmes d'instrumentation et de contrôle (y compris des logiciels) Systèmes d'urgence et d'approvisionnement en eau Câbles Homologation des appareils et des colis Liste maîtresse de l'équipement Aptitude fonctionnelle/rendement des équipements (p. ex. Rapport d'intégrité des systèmes) Entretien (y compris le processus de gestion des arrêts) Fiabilité Intégrité structurale Gestion du cycle de vie Gestion du vieillissement Contrôle chimique Contrôle de la condition Application du principe ALARA Services de dosimétrie Contrôle des doses des travailleurs Contrôle de la contamination Conformité avec le Code du travail applicable Surveillance interne (incendie, risque chimique, danger de trébuchement, etc.) 56 Ébauche

63 Domaine fonctionnel Domaines de sûreté et de réglementation Protection de l'environnement Gestion des urgences et protection-incendie Gestion des déchets Sécurité Garanties Emballage et transport Domaines particuliers (y compris, sans toutefois s'y limiter) Contrôle des rejets d'émissions et d'effluents Surveillance environnementale Dose estimative à la population Évaluation des risques environnementaux Système de gestion environnementale Gestion des urgences nucléaires Protection et lutte contre les incendies Intervention conventionnelle en cas d'urgence Continuité des opérations Minimisation, ségrégation et caractérisation des déchets Stockage et traitement des déchets Plans de déclassement préliminaires Sécurité de l'installation Sécurité physique Systèmes de sécurité Cybersécurité Respect des règlements internationaux, de la CCSN et de Transports Canada concernant l'emballage et le transport 57 Ébauche