Le présent document de travail décrira les modifications proposées au RETSN 2015 et au RSNAR, y compris les répercussions prévues sur la sécurité nationale, la santé et la sécurité des personnes ainsi que l’environnement. 

Les parties intéressées, les membres du public ainsi que les nations et les communautés autochtones, sont invités à commenter les deux sections du présent document. 

Les parties intéressées, les titulaires de permis et les parties qui détiennent des documents d’homologation sous le régime du RETSN 2015 devraient se concentrer sur la partie I du présent document, alors que les parties intéressées et les titulaires de permis assujettis au RSNAR devraient porter une attention particulière à la partie II.

Lire le document au complet

1. Contexte

Au Canada, la possession et l’utilisation ainsi que l’emballage et le transport de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement sont réglementés par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) conformément à la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN), ses règlements d’application, ainsi que les permis de la CCSN.

La CCSN réglemente l’emballage et le transport des substances nucléaires en vertu du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) (RETSN 2015). Le RETSN 2015 est entré en vigueur le 12 juin 2015 et il n’a pas été révisé depuis.

Le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement (RSNAR) est entré en vigueur le 31 mai 2000 et il énonce les exigences pour l’autorisation et l’homologation de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement, l’utilisation d’appareils à rayonnement et la tenue de dossiers. La dernière révision du RSNAR a été effectuée en 2008. 

2. Portée

Le présent document de travail décrira les modifications proposées au RETSN 2015 et au RSNAR, y compris les répercussions prévues sur la sécurité nationale, la santé et la sécurité des personnes ainsi que l’environnement. 

Les parties intéressées, les membres du public ainsi que les nations et les communautés autochtones, sont invités à commenter les deux sections du présent document. Les parties intéressées, les titulaires de permis et les parties qui détiennent des documents d’homologation sous le régime du RETSN 2015 devraient se concentrer sur la partie I du présent document, alors que les parties intéressées et les titulaires de permis assujettis au RSNAR devraient porter une attention particulière à la partie II.

Le document de travail fournira aussi une description générale des changements proposés aux documents suivants :

• REGDOC-1.6.1, Guide de présentation d’une demande de permis : Substances nucléaires et appareils à rayonnement, version 2
• REGDOC-2.2.2, Formation du personnel, version 2

Veuillez noter que les documents ci-dessous ne devraient pas être modifiés dans le cadre du projet de modification du RETSN 2015 :

• REGDOC-2.14.1, tome I : Information intégrée par renvoi dans le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) du Canada, 2015, version 2
• REGDOC-2.14.1, Emballage et transport, tome II : Conception d’un programme de radioprotection pour le transport des substances nucléaires
• RD-364, Guide d’approbation des colis de transport du Type B(U) et des colis transportant des matières fissiles Canada États-Unis

Ces documents seront examinés et modifiés en fonction du Plan du cadre de réglementation de la CCSN.Le présent document de travail décrira les modifications proposées au RETSN 2015 et au RSNAR, y compris les répercussions prévues sur la sécurité nationale, la santé et la sécurité des personnes ainsi que l’environnement. 

Les parties intéressées, les membres du public ainsi que les nations et les communautés autochtones, sont invités à commenter les deux sections du présent document. Les parties intéressées, les titulaires de permis et les parties qui détiennent des documents d’homologation sous le régime du RETSN 2015 devraient se concentrer sur la 

3. Analyse d’impact préliminaire liée aux propositions concernant le RETSN 2015 et le RSNAR

Les ministères et les organismes doivent analyser les répercussions de toutes les propositions réglementaires afin de favoriser la participation des parties intéressées et la prise de décisions fondées sur des données probantes. L’analyse d’impact doit examiner les effets positifs et négatifs possibles d’une proposition réglementaire sur la santé, la sûreté, la sécurité ainsi que le bien-être social et économique des Canadiens, sur les entreprises et sur l’environnement.

Plus précisément, la Directive du Cabinet du Secrétariat du Conseil du Trésor sur l’élaboration des règlements exige que les ministères et organismes prennent en compte les coûts et les avantages, les répercussions sur l’environnement, l’analyse comparative entre les sexes plus (ACS+), la réduction du fardeau sur les entreprises, les obligations liées aux traités modernes, etc.

Les modifications proposées au RETSN 2015 visent à :

• harmoniser les exigences à celles du Règlement sur la radioprotection
• modifier les exigences actuelles
• ajouter de nouvelles exigences liées au processus d’autorisation

Les modifications proposées au RSNAR visent à :

• codifier les pratiques et les attentes existantes du Règlement qui sont en vigueur depuis plusieurs années
• prolonger le délai de remise des dosimètres pour les opérateurs d’appareil d’exposition afin qu’il satisfasse les attentes du Système d’information sur la radioexposition professionnelle en médecine, dans l’industrie et la recherche (ISEMIR) de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA)
• clarifier les définitions et les exigences actuelles
• ajouter de nouvelles définitions et exigences

3.1 Conséquences pour les documents d’application de la réglementation (REGDOC)

La CCSN a effectué un examen interne et s’attend à ce que les présentes propositions aient un impact minime, voire aucun impact, sur les communautés réglementées, les nations et les communautés autochtones, l’environnement ainsi que sur la santé et la sécurité des Canadiens. En outre, dans certaines circonstances, une partie des propositions réduira le fardeau réglementaire imposé aux parties intéressées.

Les parties intéressées sont invitées à examiner les modifications proposées et à souligner toutes les répercussions observées, le cas échéant, en utilisant la plateforme de consultation en ligne de la CCSN Parlons sûreté nucléaire.

La CCSN compte mettre à jour l’ensemble du REGDOC-1.6.1, Guide de présentation d’une demande de permis : Substances nucléaires et appareils à rayonnement, afin de prendre en compte les changements entamés dans le cadre des modifications du RSNAR et de la mise à jour des procédures de présentation d’une demande de permis.

La CCSN prévoit que des changements mineurs devront être apportés au REGDOC‑2.2.2, Formation du personnel, version 2. Les changements proposés sont présentés dans le tableau ci‑dessous.Il n’est pas nécessaire de modifier la norme CSA PCP‑09 pour le moment.

Section	Titre de la section	Modifications proposées
0	Préface	Le deuxième paragraphe devrait mentionner que le REGDOC‑2.2.2 énonce les exigences pour les installations nucléaires et les emplacements où l’on utilise des substances nucléaires et de l’équipement réglementé… Le quatrième paragraphe devrait indiquer que les titulaires de permis sont aussiresponsables de veiller à l’utilisation sûre des substances nucléaires et de l’équipement réglementé.
1.0	Introduction	Elle devrait mentionner que le système de formation sert de fondement à la formation destinée aux travailleurs des installations où l’on utilise des substances nucléaires, de l’équipement réglementé et des appareils d’exposition.
3.0	Systèmes de formation des installations nucléaires	Point 2. Après « requises pour exécuter ces tâches », ajouter : y compris les procédures normalisées d’exploitation (PNE), les procédures de sécurité et d’urgence, l’équipement nécessaire et la radioprotection.  Point 10. Ajouter « exigences réglementaires ».

Partie I : RETSN 2015

4. Activités préalables à la consultation réalisées à ce jour

Il n’y a eu aucune activité préalable à la consultation officielle jusqu’à maintenant. L’expérience d’exploitation acquise lors de l’exécution d’activités d’autorisation, d’homologation et de vérification de la conformité liées à l’emballage et au transport de substances nucléaires de même que les discussions informelles avec les parties intéressées depuis la dernière modification du RETSN 2015 ont alimenté la réflexion à l’égard des modifications envisagées dans le présent document de travail. Le présent document de travail vise à servir d’introduction en vue de la consultation officielle des parties intéressées relativement aux modifications qui pourraient être apportées au RETSN 2015.

5. Suggestions de modifications au Règlement et conséquences prévues

Les modifications au Règlement sur la radioprotection (RRP), publiées en novembre 2020, ont entraîné des changements additionnels qui ont causé des incohérences avec le RETSN 2015. L’examen en cours vise à corriger ces disparités et à harmoniser le RETSN 2015 avec le RRP. Il constitue aussi une bonne occasion d’apporter d’autres changements mineurs aux fins de clarification et pour mieux cadrer avec le Règlement de transport des matières radioactives de l’AIEA (ci-après le SSR‑6 de l’AIEA). Les modifications proposées au RETSN 2015 sont résumées dans trois sections : (1) Harmonisation avec le RRP, (2) Modifications proposées et (3) Nouvelles exigences.

6. Harmonisation du RETSN 2015 avec le Règlement sur la radioprotection (RRP)

6.1 Changement proposé : harmoniser la période de conservation des dossiers dosimétriques

Le paragraphe 24(2) du RRP énonce : « Le titulaire de permis tient un document sur les doses de rayonnement et le conserve pendant cinq ans après le jour où les renseignements ont été recueillis ».

Subsection 31(2) of the PTNSR 2015 currently requires “Every consignor, carrier or consignee must keep a record documenting their radiation protection program and of any information collected under it; and retain the record for a period ending two years after the day on which the information is collected”. 

Le paragraphe 31(2) du RETSN 2015 exige actuellement ce qui suit : « Tout expéditeur, transporteur ou destinataire : a) tient un document détaillant son programme de radioprotection et y consigne les renseignements recueillis dans le cadre du programme; b) conserve le document pendant deux ans après la date de collecte des renseignements ».

Les renseignements recueillis dans le cadre du programme de radioprotection comprennent les dossiers dosimétriques et par conséquent, la CCSN entend modifier le paragraphe 31(2) du RETSN 2015 pour faire passer la période de conservation des documents de deux ans à cinq ans.

Impact : La CCSN considère que l’impact sera minime. On demande déjà aux titulaires de permis de conserver les documents électroniques pendant deux ans. Le prolongement de la période à cinq ans représente un fardeau supplémentaire négligeable pour les titulaires de permis. La modification proposée n’aurait une incidence que sur les transporteurs, puisque les expéditeurs et les destinataires (normalement des titulaires de permis de la CCSN) sont déjà assujettis aux exigences du RRP, qui exige de conserver les documents sur les doses de rayonnement pendant cinq ans.

6.2 Changement proposé : mettre à jour les définitions du RETSN 2015 pour les harmoniser à celles du RRP

La CCSN a l’intention de mettre à jour l’article 30 du RETSN 2015 pour inclure des renvois aux définitions suivantes de l’article 1 du RRP : dose efficace, période de dosimétrie de cinq ans, service de dosimétrie.

Le terme « produits de filiation du radon » sera aussi retiré de l’alinéa 31(1)a) du RETSN 2015, aux fins d’harmonisation avec l’alinéa 4a) du RRP. Ce terme sera donc aussi retiré de l’article 30 du RETSN 2015.

Impact :La CCSN ne prévoit aucun impact découlant du changement proposé. La mise à jour des définitions pour qu’elles concordent avec celles du RRP précisera les termes utilisés dans les exigences en matière de radioprotection du RETSN 2015.

6.3 Changement proposé : ajouter une exigence en matière de contrôle des doses équivalentes reçues sur la peau, les mains et les pieds

L’alinéa 8(1)b) du RRP stipule : « Le titulaire de permis utilise un service de dosimétrie autorisé pour mesurer et contrôler les doses de rayonnement reçues par le travailleur du secteur nucléaire, et engagées à son égard, lorsque le travailleur risque vraisemblablement de recevoir, selon le cas, au cours d’une période de dosimétrie d’un an : […] b) sur la peau, ou les mains et les pieds, une dose équivalente supérieure à 50 mSv ».

La CCSN compte mettre à jour l’alinéa 31c) du RETSN 2015 afin d’inclure une exigence identique pour le contrôle individuel des doses aux personnes qui risquent vraisemblablement de recevoir une dose équivalente sur la peau, ou les mains et les pieds supérieure à 50 mSv au cours d’une période de dosimétrie d’un an.

Impact : La CCSN considère que l’impact de cette nouvelle exigence sera faible. La modification proposée n’aurait une incidence que sur les transporteurs, puisque les expéditeurs et les destinataires (normalement des titulaires de permis de la CCSN) sont déjà assujettis aux exigences du RRP. Les doses aux transporteurs sont généralement considérées comme étant faibles et l’on s’attend à ce que la plupart des personnes reçoivent des doses équivalentes sur ces tissus bien en deçà de 50 mSv, qui est le seuil à partir duquel un contrôle individuel est exigé.

6.4 Changement proposé : clarifier l’intention réglementaire pour le contrôle en milieu de travail et le contrôle individuel des doses aux personnes

La CCSN compte mettre à jour les sous-alinéas 31c)(i) et 31c)(ii) du RETSN 2015 en précisant que les doses de rayonnement dont il est question concernent les « doses efficaces ». L’ajout du terme « doses efficaces » précisera que l’obligation de subir un contrôle en milieu de travail ou un contrôle individuel dépend de la question de savoir s’il est raisonnable de s’attendre à ce que les doses efficaces de rayonnement que reçoivent les personnes en milieu de travail soient égales ou supérieures à 1 mSv, mais inférieures à 5 mSv par année. De même, l’obligation de procéder au contrôle individuel est fondée sur la question de savoir s’il est raisonnable de s’attendre à ce que les doses efficaces de rayonnement que reçoivent les personnes en milieu de travail soient égales ou supérieures à 5 mSv par année.

Soulignons qu’il sera question du changement proposé pour harmoniser les exigences liées au contrôle individuel des doses équivalentes sur la peau ou les mains et les pieds des personnes dans la section 5.3.

Impact : L’impact est considéré comme étant faible, puisqu’aucune nouvelle exigence n’est proposée. La modification proposée apporte des précisions sur l’objectif des exigences réglementaires figurant actuellement dans le RETSN 2015, à savoir de veiller à ce que les décisions concernant le contrôle en milieu de travail et le contrôle individuel soient fondées sur les doses efficaces de rayonnement que peuvent recevoir les personnes.

6.5 Changement proposé : ajouter des dispositions pour éviter que des personnes reçoivent une dose additionnelle après un dépassement de la limite de dose réglementaire

L’article 32 du RETSN 2015 décrit les exigences applicables aux expéditeurs, aux transporteurs et aux destinataires lorsqu’une limite de dose pourrait avoir été dépassée. Les exigences sont semblables à celles de l’article 16 du RRP; toutefois, le RETSN 2015 ne comporte aucune disposition concernant le retrait de la personne visée de ses fonctions pour lui éviter de recevoir une dose additionnelle. Le RETSN 2015 ne traite pas non plus des exigences pour le retour au travail des personnes après un dépassement de la limite de dose.

Par conséquent, la CCSN entend intégrer des exigences semblables à celles de l’alinéa 16b) et de l’article 17 du RRP dans le RETSN 2015, pour éviter que les personnes reçoivent des doses additionnelles au-delà des limites de dose applicables et pour traiter de leur retour au travail après un dépassement de la limite de dose réglementaire.

Impact : L’ajout de dispositions semblables à celles de l’alinéa 16b) et de l’article 17 du RRP dans le RETSN 2015 protégera davantage les personnes pour éviter qu’elles reçoivent des doses additionnelles au-delà des limites de dose applicables. La modification proposée n’aurait une incidence que sur les transporteurs, puisque les expéditeurs et les destinataires (normalement des titulaires de permis de la CCSN) sont déjà assujettis aux exigences du RRP. Il ne s’agit que d’une clarification des mesures à prendre en cas de dépassement des limites de dose applicables.

6.6 Changement proposé : harmoniser les exigences pour s’assurer que les travailleurs du secteur nucléaire (TSN) sont au courant des niveaux de dose applicables chaque année

La CCSN a l’intention de préciser, dans l’alinéa 33(1)d) du RETSN 2015, que les niveaux de dose de rayonnement doivent être mentionnés aux TSN, par écrit, chaque année. Cette modification concorde avec la fréquence précisée dans l’alinéa 7(1)d) du RRP pour la communication, par écrit, des niveaux de dose de rayonnement aux TSN.

Impact : Il sera minime, puisque la modification proposée fournit des précisions quant à la fréquence d’une exigence figurant déjà dans le RETSN 2015.

6.7 Changement proposé : harmoniser les exigences concernant la communication de renseignements et les mesures d’accommodement pour les TSN enceintes ou allaitantes

Aux fins d’harmonisation avec les paragraphes 7(2) et 7(3) du RRP, la CCSN souhaite ajouter des exigences semblables pour tous les expéditeurs, les transporteurs et les destinataires assujettis au RETSN 2015 relativement à la communication de renseignements destinés aux TSN enceintes ou qui allaitent. On propose d’ajouter au RETSN 2015 une nouvelle obligation de prendre des mesures d’accommodement pour toute TSN allaitante, après que la TSN ait avisé par écrit qu’elle allaite, conformément au paragraphe 11(2) du RRP.

On propose aussi de retirer l’obligation pour les TSN d’informer leur employeur d’une grossesse, par écrit, comme l’exige actuellement l’alinéa 33(2)a) du RETSN 2015, aux fins d’harmonisation avec le RRP.

L’obligation de prendre des mesures d’accommodement pour les TSN enceintes, comme indiqué dans l’alinéa 33(2)c) du RETSN 2015, sera conservée afin de préserver la cohérence avec le paragraphe 11(1) du RRP.

Impact : La modification proposée n’aurait une incidence que sur les transporteurs, puisque les expéditeurs et les destinataires (normalement des titulaires de permis de la CCSN) doivent déjà respecter les exigences du RRP. La CCSN considère que l’impact sera minime. Les modifications permettront de s’assurer que les TSN disposent de toutes les informations nécessaires pour prendre des décisions éclairées concernant la divulgation de leur grossesse ou de leur allaitement. Les modifications proposées renforcent la protection et la sécurité des nourrissons allaités. Les mesures d’accommodement pour les TSN allaitantes seront nécessaires dans certaines situations seulement, puisque plusieurs milieux de travail ne présentent aucun risque d’incorporation interne de substances nucléaires par les travailleuses.

6.8 Changement proposé : harmoniser l’obligation de communiquer des renseignements aux services de dosimétrie autorisés concernant chaque TSN

Le paragraphe 8(2) du RRP précise ceci : « Le titulaire de permis visé au paragraphe (1) fournit au service de dosimétrie autorisé les renseignements suivants à l’égard de chaque travailleur du secteur nucléaire visé au paragraphe (1) : a) ses prénoms, nom de famille et tout nom de famille antérieur; b) son numéro d’assurance sociale; c) son genre; d) sa catégorie d’emploi; e) sa date, sa province et son pays de naissance ».

La CCSN entend modifier le RETSN 2015 pour exiger que les expéditeurs, les transporteurs et les destinataires fournissent les renseignements précisés au paragraphe 8(2) du RRP à un service de dosimétrie autorisé, aux fins d’harmonisation avec les exigences du RRP.

Impact : Seuls les transporteurs qui doivent effectuer un contrôle individuel des personnes (selon le sous-alinéa 31(1)c)(ii) de la nouvelle exigence proposée pour le contrôle individuel des doses équivalentes aux personnes, comme indiqué dans la section 5.3) subiront l’impact minime de la modification proposée. Les expéditeurs et les destinataires (normalement des titulaires de permis de la CCSN) sont déjà assujettis aux exigences de l’article 8 du RRP.

6.9 Changement proposé : harmoniser les exigences pour s’assurer que les instruments sont correctement étalonnés

Des instruments sont utilisés afin de vérifier les débits de dose et la contamination pour les colis. Il est essentiel que ces instruments soient adéquatement étalonnés pour garantir l’exactitude des lectures. Des lectures inexactes peuvent avoir des effets négatifs sur la santé humaine et l’environnement.

L’article 20 du RSNAR exige actuellement que les radiamètres soient étalonnés au cours des 12 mois précédant leur utilisation. L’article 25 du RRP exige aussi que les instruments et l’équipement utilisés pour mesurer le rayonnement soient choisis, mis à l’essai et étalonnés en fonction de leur utilisation prévue.Les instruments qui ne sont pas mis à l’essai et étalonnés régulièrement peuvent entraîner des lectures inexactes.

La CCSN entend modifier le RETSN 2015 pour ajouter une nouvelle obligation de choisir, de mettre à l’essai et d’étalonner tous les instruments avant leur utilisation pour l’emballage et le transport.

Impact : Minime. La modification proposée pourrait avoir une incidence sur les transporteurs uniquement, puisque les expéditeurs et les destinataires (normalement des titulaires de permis de la CCSN) sont déjà assujettis aux exigences du RRP et du RSNAR.

6.10 Changement proposé : clarifier les exigences applicables aux personnes qui participent à des études de recherche biomédicale

Conformément à l’alinéa 2(2)b) du RRP, une dose de rayonnement reçue par une personne, ou engagée à son égard, lorsque cette personne participe de son plein gré à une étude de recherche biomédicale, n’est pas soumise au contrôle réglementaire; toutefois, les substances nucléaires administrées à une personne dans le cadre de telles études doivent faire l’objet d’un contrôle réglementaire au titre du RETSN 2015.

Pour maintenir l’uniformité réglementaire, la CCSN compte préciser à l’alinéa 2(2)b) que les substances nucléaires administrées à une personne qui participe de son plein gré à une étude de recherche biomédicale ne sont pas soumises au contrôle réglementaire au titre du RETSN 2015.

Impact : Le changement proposé réduira le fardeau réglementaire imposé à la communauté réglementée pour les substances nucléaires administrées pendant des études de recherche biomédicale.

7. Modifications proposées

7.1 Changement proposé : étendre la liste des isotopes médicaux exemptés

L’alinéa 2(2)n) du RETSN 2015 énonce ceci : « Le présent règlement, à l’exception des articles 6 et 7, ne s’applique pas à l’emballage et au transport de la substance nucléaire : n) qui, étant présente dans un chargement de déchets en cours de transport, n’est pas classifiée comme étant une matière radioactive et a déclenché l’alarme d’un équipement de détection des rayonnements, s’il n’y a aucune perte ni dispersion de matière durant le transport et si elle est uniquement constituée d’un ou de plusieurs des isotopes médicaux suivants :

1. le chrome 51,
2. l’indium 111,
3. l’iode 123, 124 ou 131,
4. le gallium 67,
5. le technétium 99 m,
6. le thallium 201; »

 

Compte tenu des nouveaux isotopes qui pourraient être utilisés dans le secteur médical, la CCSN à l’intention d’étendre la liste susmentionnée pour inclure les éléments suivants :

• le cuivre 64
• le gallium 66
• le lutétium 177
• le radium 223 ou 224
• le rhénium 186
• l’yttrium 90
• le zirconium 89

Impact : Cette modification diminuera le fardeau réglementaire imposé à la communauté réglementée, puisqu’elle étendra la liste des isotopes exemptés dans de telles circonstances. Il ne devrait y avoir aucun impact pour les membres du public ou l’environnement.

7.2 Changement proposé : exigences en matière de rapports pour les portiques de détection

L’alinéa 2(2)o) du RETSN 2015 indique que le règlement ne s’applique pas à l’emballage et au transport de la substance nucléaire « qui est en cours de transport vers un endroit pour qu’y soit effectuée une caractérisation appropriée, conformément à l’article 3, si, à la fois :

1. elle est présente dans un chargement déjà en cours de transport,
2. elle n’est pas classifiée comme étant une matière radioactive,
3. elle a déclenché l’alarme d’un équipement de détection des rayonnements et le débit de dose maximal sur toute surface extérieure du moyen de transport qui la transporte est égal ou inférieur à 500 µSv/h,
4. il n’y a aucune perte ni dispersion de matière durant le transport; »

Le paragraphe 3(3) exige que « la caractérisation de la substance nucléaire visée à l’alinéa 2(2)o) soit effectuée dès que possible, conformément au RETSN 2015 et au RSNAR. Le responsable de la caractérisation :

a) tient un document détaillant la détection des rayonnements et l’élimination de la substance nucléaire pendant deux ans; b) dépose auprès de la Commission, au plus tard le 30 avril, un rapport annuel résumant les détections de rayonnements pour l’année civile qui précède la date du rapport; c) avise sans délai la Commission si la source de radioactivité du chargement provient d’une substance nucléaire qui s’y trouve en une quantité devant être autorisée par licence ou permis. »

L’obligation actuelle de présenter un rapport annuel décrite à l’alinéa 3(3)b) ne confère aucun avantage supplémentaire sur le plan de la sûreté et la CCSN entend donc supprimer cette exigence afin de réduire le fardeau réglementaire associé aux expéditions de substances nucléaires inconnues détectées pendant le transport et qui émettent des doses inférieures à 5 µSv/h.

Les expéditeurs, les transporteurs et les destinataires demeureront assujettis aux exigences additionnelles, conformément aux paragraphes 3(3), 3(4) et 3(5) du RETSN 2015.

Impact : Cette modification diminuera le fardeau réglementaire imposé à la communauté réglementée, puisque nous proposons le retrait de certaines exigences en matière de rapports.

7.3 Changement proposé : clarifier les exigences liées aux demandes de permis de transport

Selon l’alinéa 7a) du RETSN 2015, la demande de permis pour le transport d’une substance nucléaire doit comporter les renseignements applicables exigés par l’article 3 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN); toutefois, le paragraphe 3(2) du RGSRN prévoit que le paragraphe (1) ne s’applique pas « à la demande de permis de transit pour laquelle les renseignements exigés sont prévus par le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) ».

Il semble donc y avoir contradiction entre le RETSN 2015 et le RGSRN. Pour résoudre ce problème, la CCSN envisage d’ajouter les renseignements pertinents concernant les expéditions en transit dans le RETSN 2015 et de supprimer les renvois au RGSRN.

En outre, la CCSN compte préciser l’information qui doit être fournie dans le cadre d’une demande de permis de transport, comme la version du certificat d’homologation du colis et le type de matière nucléaire transportée.

Impact : Aucune modification du fardeau réglementaire. Cette mesure vise surtout à apporter des éclaircissements.

7.4 Changement proposé : retirer des marques sur les emballages

La CCSN envisage de supprimer le sous-alinéa 28(2)a)(iii) du RETSN 2015, ce qui éliminerait l’obligation d’indiquer le mot « radioactif » sur le colis. Comme le RETSN 2015 incorpore par renvoi certains paragraphes du Règlement de transport des matières radioactives de l’Agence internationale de l’énergie atomique (SSR‑6 de l’AIEA), les expéditeurs et les transporteurs sont assujettis au paragraphe 532, qui exige déjà que le mot « radioactif » soit indiqué sur le colis ou le suremballage dans l’appellation réglementaire.

Impact : Ce changement permettra de réduire le fardeau réglementaire, puisque la marque (radioactif) n’aura pas à être répétée.

7.5 Changement proposé : harmoniser la nomenclature avec le SSR-6 de l’AIEA pour les objets de grande dimension

Avant la version de 2018 du SSR‑6 de l’AIEA, un objet de grande dimension était classé dans la catégorie SCO-I ou SCO-II. Depuis la publication de la version de 2018, l’AIEA a adopté une nouvelle catégorie d’objets de grande dimension, à savoir la catégorie SCO-III.

La CCSN souhaite harmoniser la nomenclature avec celle du SSR‑6 de l’AIEA en actualisant le paragraphe 1(1) du RETSN 2015.

Impact : Aucun impact prévu puisqu’il s’agit d’une mise à jour dans le but d’harmoniser la nomenclature. Hormis le changement proposé à la nomenclature, toutes les autres exigences liées aux objets de grande dimension demeurent inchangées.

7.6 Changement proposé : clarifier les exigences concernant les rapports pour les matières classifiées incorrectement

La CCSN souhaite modifier le RETSN 2015 afin de préciser que les matières classifiées incorrectement doivent être déclarées automatiquement.

Impact : Aucun impact prévu, puisqu’il est question de préciser une exigence.

7.7 Changement proposé : clarifier les exigences en matière d’étiquetage

La CCSN compte modifier les exigences en matière d’étiquetage de l’alinéa 28(1)i) pour permettre l’utilisation d’étiquettes bilingues ou unilingues, conformément à l’article 4.1 du Règlement sur le transport des marchandises dangereuses de Transports Canada.

Impact : La modification entraînera une diminution du fardeau réglementaire, puisqu’elle accordera à la communauté réglementée la possibilité d’utiliser des étiquettes bilingues ou unilingues.

8. Nouvelles exigences proposées liées au processus d’autorisation

8.1 Ajouter l’obligation de détenir un permis pour les moyens de transport ne nécessitant pas la présence physique d’une personne

La CCSN envisage d’ajouter une exigence liée au processus d’autorisation à l’article 6 du RETSN 2015, afin d’exiger un permis de transport pour effectuer le transport de substances nucléaires dans des moyens de transport ne nécessitant pas la présence physique d’une personne, comme des aéronefs télépilotés (drones) ou des véhicules sans conducteur. La CCSN pourrait ainsi savoir quand ces technologies sont utilisées pour le transport des substances nucléaires (par exemple, pour intervenir en cas d’urgence et aux fins de conformité).

Impact : Un fardeau réglementaire supplémentaire minime est prévu, puisque la modification touchera très peu de transporteurs.

Partie II : RSNAR – Modifications réglementaires proposées et répercussions prévues

9. Activités préalables à la consultation

Il n’y a eu aucune activité officielle préalable à la consultation jusqu’à maintenant. L’expérience d’exploitation acquise lors de l’exécution d’activités d’autorisation et de vérification de la conformité de même que les discussions informelles avec les parties intéressées, y compris des membres du Groupe de travail sur la gammagraphie industrielle/CCSN (GTGI) ainsi que les titulaires de permis de gammagraphie industrielle lors des réunions annuelles parrainées par la CCSN, ont alimenté la réflexion à l’égard des modifications envisagées dans le présent document de travail. Le présent document de travail vise à servir d’introduction en vue de la consultation officielle des parties intéressées relativement aux modifications qui pourraient être apportées au RSNAR.

10. Modifications proposées

10.1 Nouvelles définitions et modification des définitions actuelles

Nouvelle définition de « déversement »

Les définitions de « quantité d’exemption » et de « niveau de libération inconditionnelle » traitent toutes les deux des substances nucléaires radioactives distribuées uniformément, mais ce terme n’est pas défini. La CCSN propose donc d’ajouter une définition de « distribué uniformément ».

Modifier la définition de « quantité d’exemption »

La CCSN entend modifier la définition de « quantité d’exemption » dans l’alinéa c) pour s’assurer qu’elle s’applique aux matières qui contiennent plus d’une substance nucléaire. La définition concordera aussi avec la définition de « quantité d’exemption » au paragraphe I.7 de la partie 3 des Prescriptions générales de sûreté (PGS) de 2014 de l’AIEA, Radioprotection et sûreté des sources de rayonnements : Normes fondamentales internationales de sûreté.

Modifier la définition d’« appareil à rayonnement »

Le RSNAR définit actuellement un appareil à rayonnement comme étant :

« a) un appareil contenant une substance nucléaire en une quantité supérieure à la quantité d’exemption et permettant son utilisation pour ses propriétés de rayonnement;

b) un appareil contenant un composé lumineux au radium. »

A radiation device is still a radiation device even though it may contain less than the exemption quantity (EQ). As such, the CNSC proposes to amend the definition of a radiation device by relocating the reference “more than an exemption quantity” to the certification section in Section 11 (see below).

Un appareil à rayonnement demeure un appareil à rayonnement, même si la quantité de substance nucléaire est inférieure à la quantité d’exemption. La CCSN propose donc de modifier la définition d’appareil à rayonnement en déplaçant la mention « en une quantité supérieure à la quantité d’exemption » dans l’article 11 sur l’homologation (voir ci-dessous).

La CCSN souhaite aussi remplacer « and » par « or » dans la définition anglaise pour préciser qu’un appareil à rayonnement respecte la définition s’il correspond à la description en a) ou en b) ou les deux, mais qu’il n’est pas obligatoire de satisfaire aux deux exigences, ce qui assurera la cohérence entre les versions anglaise et française du Règlement.

10.2 Article 2, Champ d’application

Des substances nucléaires peuvent être implantées dans une personne ou un animal, ou administrées à ceux-ci, aux fins de diagnostic ou de traitement médical. Ces substances peuvent demeurer présentes dans le corps de la personne ou de l’animal après sa mort. Par conséquent, le RSNAR s’applique à ces personnes ou animaux ainsi qu’à leur dépouille et un permis est exigé.

La CCSN propose d’ajouter une exemption afin de ne pas exiger de permis. Ainsi, cette politique et la formulation utilisée concorderont avec le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) et viendront compléter le Règlement sur la radioprotection. Pour de plus amples renseignements concernant la gestion des dépouilles, veuillez consulter le REGDOC‑2.7.3, Lignes directrices sur la radioprotection pour la manipulation sécuritaire des dépouilles.

10.3 Alinéa 5.1(2)b), Abandon ou évacuation

Le règlement actuel autorise les personnes à abandonner ou à évacuer une substance nucléaire radioactive sans disposer d’un permis, à certaines conditions. Cette exemption ne s’applique pas aux rejets d’effluents provenant des installations nucléaires de catégorie I, des mines ou des usines de concentration.

La CCSN compte préciser que l’exemption ne s’applique pas aux effluents ni aux émissions. Les émissions sont des rejets atmosphériques d’une substance dangereuse ou nucléaire dans l’environnement et les effluents sont des rejets liquides d’une substance dangereuse ou nucléaire dans l’environnement. Cette modification codifiera les pratiques existantes de la CCSN et harmonisera les exigences réglementaires définies dans le REGDOC-2.9.1 : Protection de l’environnement.

10.4 Article 6, Détecteurs de fumée

Cet article du RSNAR prévoit que toute personne peut, sans y être autorisée par un permis, avoir en sa possession, transférer, utiliser ou abandonner un détecteur de fumée qui contient une substance nucléaire si certaines conditions sont réunies. La CCSN propose d’ajouter l’importation et l’exportation à la liste des activités exemptées et d’ajouter un nouveau paragraphe, semblable à l’article 8, pour s’assurer que l’exemption de permis accordée n’est valide que si les détecteurs de fumée ne sont pas démontés ou autrement altérés.

10.5 Article 7, Panneaux de sécurité au tritium

Comme dans l’article 6 susmentionné, la CCSN entend ajouter « dans des conditions d’emploi normales » à l’alinéa c) de l’article 7 ainsi qu’un nouvel alinéa g), semblable à l’article 8, pour s’assurer que les panneaux de sécurité au tritium ne sont pas démontés ou altérés. Il s’agit d’une mesure de prévention, puisque les panneaux ne nécessitent pas de permis et qu’en avoir en sa possession ne représente aucun risque pour la sûreté. 

10.6 Alinéa 8 b), Appareils contenant un composé lumineux au radium

Dans sa forme actuelle, le RSNAR stipule que toute personne peut avoir en sa possession, transférer ou utiliser jusqu’à dix appareils contenant un composé lumineux au radium sans y être autorisée par un permis.

Le 1er janvier 2006, la Commission a accordé une exemption indéfinie à cette exigence après avoir conclu que les risques pour les personnes sont faibles si les appareils sont intacts et manipulés de façon sécuritaire; toutefois, certaines restrictions demeurent en vigueur. Un titulaire de permis de la CCSN doit toujours entretenir les appareils contenant un composé lumineux au radium. Les activités d’entretien comprennent le désassemblage ou la réparation des appareils ou l’enlèvement des composés lumineux au radium des appareils.

La CCSN enchâssera donc cette exemption dans le Règlement pour autoriser les personnes à avoir en leur possession, à transférer ou à utiliser un nombre indéterminé d’appareils, à condition que lesdits appareils ne contiennent qu’un composé lumineux au radium et qu’ils ne soient pas démontés ou altérés.

10.7 Article 8.1, Sources de contrôle

La CCSN propose d’apporter les changements suivants à l’article 8.1 :

• Ajouter l’importation et l’exportation à la liste des activités exemptées de la nécessité d’avoir un permis à l’article 8.1 aux fins d’uniformité avec les exemptions de l’article 5 du RSNAR.
• Augmenter la limite d’activité précisée au sous-alinéa (ii) pour la faire passer de 3,7 kBq à 37 kBq. Puisque la quantité d’exemption pour les sources de contrôle qui émettent un rayonnement alpha les plus fréquentes est de 10 kBq, l’augmentation de la limite d’activité à 37 kBq est appropriée et 10 fois plus faible que la limite d’activité de 370 kBq pour les sources bêta ou gamma.
• Supprimer l’alinéa b), puisque le fait de limiter l’activité limitera aussi le débit de dose.
• Supprimer les alinéas e) et f), puisque les normes mentionnées dans le Règlement ne s’appliquent pas. La norme internationale indiquée à l’alinéa e) ne s’applique pas aux sources d’étalonnage inférieures à 1 000 kBq et la norme internationale de l’alinéa f) ne s’applique pas aux sources d’étalonnage inférieures à 1 100 kBq.

10.8 Article 11, Homologation des appareils à rayonnement

La définition d’appareil à rayonnement, aux termes de l’article 1, englobe l’appareil qui contient un composé lumineux au radium. L’utilisation de tels appareils nécessite une homologation selon l’article 11. La fabrication d’appareils contenant des composés lumineux au radium au Canada, surtout entre les années 1930 et la fin des années 1960, est antérieure aux exigences réglementaires liées à l’homologation des appareils à rayonnement contenant des substances nucléaires.La CCSN propose donc d’ajouter une exemption aux exigences en matière d’homologation de l’article 11 du RSNAR pour les appareils contenant des composés lumineux au radium.

L’exemption proposée est une précision des attentes réglementaires et elle n’exigerait aucune mesure de la part des personnes en possession d’appareils contenant des composés lumineux au radium. La CCSN ne prévoit pas de fardeau administratif additionnel.

10.9 Alinéa 11(1)a), Homologation des appareils à rayonnement, Exigence d’homologation

Comme mentionné précédemment, la CCSN compte déplacer à l’alinéa 11(1)a) la phrase « une substance nucléaire en une quantité supérieure à la quantité d’exemption », provenant de la définition d’appareil à rayonnement. Cette modification précisera quels appareils à rayonnement nécessitent une homologation.

Aucun changement n’est apporté aux exigences. L’exemption est déplacée parce qu’elle sera mieux placée dans cet article que dans la définition. Ce changement ne fait que codifier et clarifier les pratiques existantes.

10.10 Alinéa 12(1)l), Demande d’homologation 

La CCSN propose de modifier cet alinéa à des fins de clarification et d’uniformité pour indiquer que l’étiquetage d’un appareil à rayonnement doit être effectué conformément aux exigences de l’article 20 du Règlement sur la radioprotection. 

10.11 Paragraphe 18(2), Épreuves d’étanchéité

Comme le mentionne actuellement le RSNAR, le titulaire de permis qui a en sa possession, utilise ou produit une source scellée contenant au moins 50 MBq d’une substance nucléaire ou d’une substance nucléaire servant de blindage doit effectuer des épreuves d’étanchéité. Cette disposition s’applique à l’uranium appauvri.

Les épreuves concernant l’uranium appauvri servant de blindage ne sont requises que dans deux cas : lorsque la substance est utilisée dans un appareil d’exposition; ou lorsqu’elle est utilisée comme blindage et que l’appareil a été ou peut avoir été endommagé.La CCSN propose donc d’ajouter une exemption au paragraphe 18(2) précisant que les épreuves sur l’uranium appauvri utilisé comme blindage ne sont nécessaires que dans les deux situations susmentionnées.

10.12 Paragraphe 19(1), Transferts

La CCSN entend supprimer « les consignes à suivre en cas d’accidents, y compris les incendies et les déversements » pour s’assurer que tous les documents associés aux appareils à rayonnement sont fournis au destinataire, plutôt que de se limiter uniquement aux documents traitant des accidents. Cette modification vise à s’assurer que tous les documents applicables aux appareils à rayonnement sont transférés au nouveau propriétaire.

10.13 Article 20, Radiamètres

La CCSN compte modifier cet article afin de préciser que les instruments utilisés pour mesurer le rayonnement, comme les radiamètres, les contaminamètres portatifs et les dosimètres à lecture directe, doivent être étalonnés au cours des 12 mois précédant leur utilisation. Ce changement préciserait que les personnes doivent s’assurer d’étalonner leurs instruments avant de les utiliser et harmoniserait l’exigence avec l’article 25 du Règlement sur la radioprotection. 

10.14 Article 22, Étiquetage pour une opération sur le terrain

La CCSN propose de remplacer « accident » par « urgence », puisque les procédures en cas d’accident ne sont pas précisément décrites dans le permis. Ce changement prend en compte les pratiques actuelles, puisque les politiques et les procédures ou les programmes de radioprotection mentionnés dans le permis comprennent les procédures d’urgence, qui ont une portée plus grande et englobent les accidents en plus des autres situations d’urgence, comme les incendies, les inondations, les déversements, etc. 

10.15 Accréditation d’opérateurs d’appareil d’exposition (OAE), expiration des accréditations et processus de renouvellement des accréditations connexe

Avant le 1er février 2013, la CCSN délivrait des accréditations d’OAE sans date d’expiration. En février 2013, en prévision du document CSA PCP‑09 : Guide d’accréditation des opérateurs d’appareil d’exposition – Révision 1 du Groupe CSA (CSA PCP-09), la CCSN a commencé à délivrer des accréditations d’OAE valides pour une période de cinq ans.

Les personnes accréditées avant le 1er février 2013 étaient invitées à échanger leur ancienne accréditation contre une accréditation pourvue d’une date d’expiration.

Pour codifier ces changements, la CCSN entend modifier les articles suivants du RSNAR concernant les OAE :

10.15.1 Article 24, Appareils d’exposition – Exigences pour l’opérateur

La CCSN à l’intention de préciser que seuls les OAE possédant une accréditation valide et les stagiaires agissant sous la surveillance directe d’un tel OAE peuvent faire fonctionner légalement un appareil d’exposition.

10.15.2 Article 25, Appareils d’exposition – Demande d’accréditation d’un opérateur

La CCSN entend enchâsser le programme d’accréditation d’OAE dans le Règlement pour :

Accorder à la CCSN le pouvoir juridique de renouveler l’accréditation des OAE, s’il est prouvé que le demandeur a suivi la formation nécessaire, acquis l’expérience de travail demandée et réussi les examens requis pour le renouvellement de l’accréditation.

Établir que les accréditations d’OAE sont valides pour une période de cinq ans après la date d’émission[1]. 

10.15.3 Article 26, Appareils d’exposition – Refus d’accréditer

La CCSN propose d’ajouter un nouveau paragraphe exigeant que la Commission (ou un fonctionnaire désigné) avise les demandeurs de sa décision de ne pas renouveler l’accréditation ainsi que du fondement de cette décision au moins 30 jours avant de rendre cette décision. Cette modification comblera les lacunes en matière d’équité procédurale pour les personnes qui demandent le renouvellement de leur accréditation d’OAE et précisera les recours offerts si la demande de renouvellement est refusée.

10.15.4 Alinéas 31(1)j) et k), paragraphe 31(5) – Obligations de l’opérateur

Actuellement, le RSNAR exige que le titulaire de permis « place des personnes ou érige des barrières pour interdire l’accès à toute zone où le débit de dose de rayonnement est supérieur à 0,1 mSv par heure en raison de la possession ou de l’utilisation de l’appareil d’exposition ». L’emplacement de la personne ou de la barrière n’est pas clair. La CCSN propose donc de modifier l’alinéa 31(1)j) pour préciser que la barrière doit être située avant le point d’accès à la zone de travail ou à la zone d’exclusion de gammagraphie (le cas échéant).

De même, l’alinéa 31(1)k) du RSNAR exige actuellement que le titulaire de permis « k) pose un nombre suffisant de panneaux durables et lisibles sur lesquels figurent le symbole de mise en garde contre les rayonnements figurant à l’annexe 3 du Règlement sur la radioprotection et la mention « RAYONNEMENT — DANGER — RADIATION » pour interdire l’accès à toute zone où le débit de dose de rayonnement est supérieur à 0,1 mSv par heure en raison de la possession ou de l’utilisation de l’appareil d’exposition ». Comme pour l’emplacement de la barrière, l’emplacement du panneau n’est pas clair. La CCSN propose donc de modifier l’alinéa pour préciser que le panneau doit être situé avant le point d’accès à la zone de travail ou à la zone d’exclusion de gammagraphie (le cas échéant). Ce changement est comparable à l’exigence établie dans l’alinéa 21b) du Règlement sur la radioprotection.

La CCSN compte modifier le paragraphe 31(5) en remplaçant le terme « quart de travail » par une limite de 2 mSv sur une période de 24 h, afin de réduire le risque qu’un travailleur reçoive une dose plus élevée en raison de la façon dont ses quarts de travail ont été planifiés.

10.16 Paragraphe 31(2) – Obligations de l’opérateur

Actuellement, le RSNAR exige que toute personne à qui le titulaire de permis a fourni un dosimètre visé à l’alinéa 30(3)c) doit le lui remettre à la fin de la période de 15 jours débutant le jour où elle a commencé à le porter.

La CCSN propose de modifier le paragraphe 31(2) du RSNAR en prolongeant la période de 15 jours à 30 jours. Cette modification a été proposée par le secteur aux fins d’harmonisation avec d’autres pays et avec le document de l’AIEA TECDOC-1747 (2014) The Information System on Occupational Exposure in Medicine, Industry and Research (ISEMIR): Industrial Radiography (en anglais seulement).

10.17 Alinéa 32(2)d), Nomination des surveillants de stagiaires

Le règlement actuel exige que les titulaires de permis joignent une copie du permis pour utiliser l’appareil d’exposition dans le cadre du processus de nomination des surveillants de stagiaires. La CCSN propose de modifier cette exigence de façon à permettre au titulaire de référer au numéro de permis plutôt que d’avoir à inclure une copie du permis.

10.18 Paragraphe 33(2), Obligations des surveillants de stagiaires

La CCSN propose de préciser le segment « La surveillance exercée par l’opérateur […] est directe et continue » pour s’assurer que tous les stagiaires profitent d’une surveillance visuelle étroite et ininterrompue pendant toutes les étapes du fonctionnement de l’appareil d’exposition.

10.19 Article 39, Entrée en vigueur

La CCSN propose de modifier la formulation « entre en vigueur à la date de son agrément par le gouverneur en conseil » par « entre en vigueur à la date de sa publication dans la Partie II de la Gazette du Canada ».

10.20 ANNEXE 1 (article 1 et alinéa 38(1)e)) – Quantités d’exemption

La CCSN propose de remplacer l’ANNEXE 1 en incorporant par renvoi dynamique les quantités d’exemption établies dans le document de l’AIEA Radioprotection et sûreté des sources de rayonnements : Normes fondamentales internationales de sûreté, Prescriptions générales de sûreté Partie 3, No GSR Part 3 (2014). Le tableau est plus détaillé que l’annexe actuelle et en utilisant un renvoi dynamique, il ne sera pas nécessaire de mettre à jour l’annexe périodiquement. 

11. Consultations publiques à venir et formulation d’une rétroaction

Des consultations publiques futures avec le secteur nucléaire, des ministères, des nations et communautés autochtones et des membres de la société civile pourraient avoir lieu pour soutenir l’élaboration de ces deux volets réglementaires.

Des avis sur ces possibilités seront affichés sur la plateforme de consultation en ligne de la CCSN Parlons sûreté nucléaire. Pour obtenir la rétroaction des parties intéressées et favoriser une meilleure compréhension des conséquences des modifications proposées, des ateliers seront aussi organisés pendant la période de consultation.

Les parties intéressées auront l’occasion de commenter ce document sur Parlons sûreté nucléaire ou par courriel. Elles pourront aussi commenter les modifications proposées au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) et au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement dans le cadre du processus normal d’élaboration des règlements.

Lire la version PDF de DIS-24-01

Document de travail DIS-24-04, Futures modifications au Règlement sur la sécurité nucléaire : accorder certains pouvoirs d’un agent de la paix, instaurer un mécanisme d’enquête sur les plaintes et transférer la propriété des armes à feu aux titulaires de permis

Le présent document décrit les propositions de la CCSN visant à modifier le Règlement sur la sécurité nucléaire (RSN) pour appuyer les nouveaux pouvoirs qu’elle recevra à la suite des changements qui seront apportés à la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et à solliciter les commentaires des parties intéressées sur ses propositions.  

Lire le document complet

1.    Objet

Le présent document décrit les propositions de la CCSN visant à modifier le Règlement sur la sécurité nucléaire (RSN) pour appuyer les nouveaux pouvoirs qu’elle recevra à la suite des changements qui seront apportés à la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et à solliciter les commentaires des parties intéressées sur ses propositions.  

Remarque :

Les parties intéressées devraient noter que la CCSN s’affaire à abroger et à remplacer le RSN et à mettre à jour la série de REGDOC 2.12 sur la sécurité connexe. Cette trousse d’abrogation et de remplacement n’a aucun rapport avec les modifications énoncées dans le présent document. La CCSN prévoit que la trousse d’abrogation et de remplacement sera publiée dans la partie II de la Gazette du Canada en 2025 et entrera pleinement en vigueur pour tous les titulaires de permis touchés en 2027.

La CCSN élabore simultanément une trousse de modifications réglementaires indépendante et distincte qui englobe les modifications proposées dans le présent document. Cette trousse doit faire l’objet d’une consultation publique dans la partie I de la Gazette du Canada en 2026-2027 et dans la partie II de la Gazette du Canada en 2027-2028. Les titulaires de permis auront un an pour se conformer au RSN modifié. 

2.    Contexte

La CCSN réglemente l’utilisation de l’énergie et des matières nucléaires afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité des Canadiens, de protéger l’environnement et de respecter les engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire. Dans le cadre de son mandat, la CCSN réglemente la sécurité nucléaire par l’entremise du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN) et du RSN.

Il existe plusieurs sites à sécurité élevée au Canada. Compte tenu de la présence de matières fortement radioactives dans ces installations, un événement de sécurité pourrait entraîner des rejets radioactifs dans l’environnement susceptibles d’avoir des répercussions importantes sur la santé de la population canadienne et sur l’environnement.  

Pour atténuer ce risque, plusieurs couches de mesures de sécurité sont en place dans les sites à sécurité élevée, notamment du personnel de sécurité armé sur le site, afin de prévenir les événements de sécurité. Cette approche cadre avec celle employée par d’autres pays nucléaires et contribue au respect des obligations internationales du Canada.

Intervention sur le site

Les membres de la force d’intervention pour la sécurité nucléaire (FISN) forment un sous-ensemble hautement qualifié d’agents de sécurité nucléaire (ASN) dans les installations autorisées. Les membres de la FISN sont armés et chargés d’agir comme premiers intervenants face à une menace sérieuse pour la sécurité d’une installation nucléaire jusqu’à ce que d’autres forces (service de police compétent) puissent être déployées. De manière plus générale, la FISN :

• contrôle les mouvements des personnes, des matières et des véhicules terrestres
• fouille les personnes, les matières et les véhicules terrestres afin d’établir si des armes, des substances explosives ou des matières nucléaires s’y trouvent
• effectue des patrouilles préventives à pied et en véhicule terrestre dans l’installation et sur le périmètre de la zone protégée en vue de détecter toute infraction à la sécurité et toute vulnérabilité
• intervient en cas d’alarme et évalue la situation
• appréhende et détient les intrus non armés
• observe et signale les mouvements des intrus armés
• utilise l’équipement et les systèmes de sécurité

Utilisation d’armes à feu aux fins de la protection des sites nucléaires à sécurité élevée

La CCSN, à titre d’organisme du gouvernement du Canada, est actuellement propriétaire et responsable des armes à feu et de l’équipement connexe qu’utilisent les ASN et les membres de la FISN pour protéger les sites à sécurité élevée. La CCSN effectue des inspections concernant la gestion (utilisation, entreposage et transport) de ces armes à feu et de l’équipement réglementé et elle demande des comptes aux titulaires de permis relativement à cette gestion. Le projet de loi C-21 proposait de transférer la propriété et la responsabilité aux titulaires de permis, sous réserve d’une autorisation accordée par la CCSN. Les titulaires de permis continueront d’être tenus responsables de l’utilisation des armes à feu et de l’équipement réglementé.

Projet de loi C-21 : Loi modifiant certaines lois et d’autres textes en conséquence (armes à feu)

Le projet de loi C-21 proposait des modifications à la LSRN concernant la sécurité nucléaire, lesquelles exigent que la CCSN modifie le RSN de sorte à mettre en œuvre les dispositions suivantes : 

1. Désigner les agents de sécurité nucléaire à titre d’agents de la paix et accorder les pouvoirs limités suivants : 
   1. vérifier l’identité de tout individu;
   2. fouiller les individus et les choses;
   3. arrêter sans mandat, en conformité avec le Code criminel du Canada (Code criminel), tout individu que l’agent de sécurité nucléaire trouve en train de commettre une infraction à la LSRN, au Code criminel ou à la Loi réglementant certaines drogues et autres substances qui présente un risque pour la sûreté et la sécurité du site, ou dont il a des motifs raisonnables de croire qu’il a commis ou est sur le point de commettre une telle infraction au site;
   4. saisir toute chose qui pourrait présenter un risque pour la sûreté ou la sécurité du site.
2. Créer et mettre en œuvre un processus par lequel les membres du public pourront déposer des plaintes (ne relevant pas du Code criminel) contre un agent de la paix et la CCSN pourra enquêter sur ces plaintes.
3. Autoriser un titulaire de permis (avec ou sans conditions) qui exploite un site à sécurité élevée à acquérir, à posséder et à céder des armes à feu, des armes prohibées et des dispositifs prohibés, et à en disposer.

Le projet de loi C-21 a reçu la sanction royale le 15 décembre 2023. Les lecteurs doivent savoir que les modifications susmentionnées à la LSRN entreront en vigueur en même temps que les modifications proposées au RSN qui sont décrites aux présentes. 

3.    Portée

Le présent document décrit les propositions de la CCSN visant à modifier le RSN pour appuyer les nouveaux pouvoirs qu’elle recevra à la suite des changements apportés à la LSRN et comprend les répercussions prévues sur la sécurité nationale, la santé et la sécurité des personnes et l’environnement.

4.    Attribution des pouvoirs d’un agent de la paix et limites applicables

Les modifications à la LSRN prévues dans le projet de loi C-21 (L.C. 2023, c. 32) pour les articles 49 à 51 auront pour effet, d’une part, d’accorder aux agents de sécurité nucléaire et aux membres de la force d’intervention pour la sécurité nucléaire les pouvoirs nécessaires pour exercer les fonctions d’agent de la paix aux sites nucléaires à sécurité élevée, et, d’autre part, de permettre aux titulaires de permis qui exploitent des sites nucléaires à sécurité élevée d’acquérir, de posséder et de céder des armes à feu, des armes prohibées et des dispositifs prohibés utilisés dans le cadre du maintien de la sécurité de ces sites, et d’en disposer.

Les modifications reflètent ce qui suit :

« La Commission peut, conformément aux règlements :

a. désigner tout agent de sécurité nucléaire à titre d’agent de la paix pour un site à sécurité élevée;

b. suspendre ou révoquer cette désignation. »

Ainsi, la Commission modifiera le RSN pour établir le processus de désignation d’ASN à titre d’agents de la paix de même qu’un processus de suspension ou de révocation de la désignation. En outre, les modifications législatives fournissent les précisions suivantes concernant l’effet de la désignation et les limites applicables aux pouvoirs d’un ASN désigné à titre d’agent de la paix :

« Effet de la désignation

(2) Sous réserve du paragraphe (3), l’agent de sécurité nucléaire désigné à titre d’agent de la paix est un agent de la paix au sens du Code criminel pour l’exercice de ses fonctions au site à sécurité élevée en cause et pour l’exercice hors du site de fonctions réglementaires qui sont accessoires à celles-ci.

Pouvoirs – limites

(3) L’agent de sécurité nucléaire désigné à titre d’agent de la paix ne peut, à ce titre, exercer que les pouvoirs ci-après, et ce, uniquement au site à sécurité élevée en cause :

a) vérifier l’identité de tout individu;

b) fouiller les individus et les choses;

c) arrêter sans mandat, en conformité avec le Code criminel, tout individu qu’il trouve en train de commettre une infraction à la présente loi, au Code criminel ou à la Loi réglementant certaines drogues et autres substances qui présente un risque pour la sûreté et la sécurité du site, ou dont il a des motifs raisonnables de croire qu’il a commis ou est sur le point de commettre une telle infraction au site;

d) saisir toute chose :

(i) soit dont il a des motifs raisonnables de croire qu’elle présente un risque pour la sûreté et la sécurité du site,

(ii) soit à l’égard de laquelle il a des motifs raisonnables de croire qu’une infraction visée à l’alinéa c) a été commise, ou est en train ou sur le point de l’être. »

 

4.1    Limites applicables aux pouvoirs d’un agent de la paix

À la lumière des dispositions ci-dessus, le RSN sera modifié de sorte à tenir compte des pouvoirs limités suivants qui sont accordés à un agent de la paix désigné par la Commission :

• L’agent peut vérifier l’identité de tout individu, fouiller les individus et les choses et saisir toute chose se trouvant sur le site autorisé dont il a des motifs de croire qu’elle présente un risque pour la sûreté ou la sécurité du site.
• L’agent peut arrêter sans mandat tout individu qui commet une infraction à la LSRN, au Code criminel (L.R.C., 1985, ch. C-46) ou à la Loi réglementant certaines drogues et autres substances (L.C. 1996, ch. 19) qui présente un risque pour la sûreté et la sécurité de l’installation, ou dont il a des motifs raisonnables de croire qu’il a commis ou est sur le point de commettre une telle infraction au site.
• L’agent ne peut pas effectuer d’arrestations, avoir recours à la force ou exercer par ailleurs les pouvoirs d’un agent de la paix à l’extérieur des limites du site. Les zones se trouvant à l’extérieur des limites du site relèvent de la compétence des services de police locaux.
• Si une arrestation ou une saisie a lieu sur le site, le service de police compétent sera appelé en vue d’un transfert sur le site conformément au protocole d’entente existant.

Les agents de la paix peuvent être tenus d’exercer hors du site des fonctions réglementaires qui sont accessoires à leurs fonctions sur le site. Ces fonctions comprennent le transport de leurs armes à feu vers un champ de tir ou une installation d’entraînement appropriée. Le RSN sera également modifié de sorte à refléter ces fonctions accessoires.

4.2    Attribution de la désignation d’agent de la paix

4.2.1    Critères à remplir pour devenir agent de la paix

La Commission aura le pouvoir d’accorder le statut d’agent de la paix à une personne, mais seulement une fois qu’il aura été démontré que celle-ci est suffisamment qualifiée et formée. Par conséquent, le RSN ou la série de REGDOC 2.12 sera modifié de sorte à mentionner que les critères ci-dessous doivent être remplis préalablement à la présentation d’une demande du statut d’agent de la paix; la personne doit :

• être un ASN ou un membre de la FISN qui est actuellement employé dans un site à sécurité élevée
• détenir une cote de sécurité donnant accès à l’installation qui équivaut au niveau « Secret » selon la Norme sur le filtrage de sécurité; une enquête sur l’exécution de la loi est également requise  
• avoir un certificat d’un médecin  
• avoir un certificat de bonne condition physique2 
• avoir un certificat d’un psychologue2 
• avoir une attestation documentée de formation sur le recours à la force et aux dispositifs prohibés (p. ex. vaporisateur de poivre, matraque, s’ils sont portés) 
• avoir une attestation documentée de formation minimale sur les fonctions et responsabilités3 
• avoir un certificat valide en premiers soins et en réanimation cardiopulmonaire3 
• avoir un permis de conduire valide3
• avoir un permis valide de possession et d’acquisition d’armes à feu3
• avoir une attestation documentée de qualification et de formation sur l’utilisation d’armes à feu, d’équipement prohibé et de dispositifs prohibés3
• être équipée conformément aux exigences de la CCSN3 
• avoir une attestation documentée de test de dépistage des drogues et de l’alcool préalable à l’affectation pour les ASN 

4.2.2    Défaut de remplir continuellement les critères et non-admissibilité à exercer les fonctions d’un agent de la paix

Le RSN sera modifié afin d’y insérer des clauses qui exigent que les titulaires de permis avisent immédiatement la Commission :

• du défaut d’un ASN/membre de la FISN désigné à titre d’agent de la paix de remplir continuellement l’un des critères énumérés au point 3.2.1.
• de tout changement susceptible de rendre un ASN ou un membre de la FISN non admissible à exercer les fonctions d’un agent de la paix

La CCSN inclura une clause dans le RSN qui prévoira qu’une fois avisée, la CCSN suspendra immédiatement la désignation à titre d’agent de la paix de l’ASN ou du membre de la FISN en question et que le titulaire de permis devra exclure cette personne de toute fonction connexe jusqu’à ce qu’elle puisse remplir les critères.  

Une désignation à titre d’agent de la paix peut être rétablie une fois que le titulaire de permis a démontré à la Commission que l’ASN ou le membre de la FISN remplit tous les critères.

4.2.3    Processus prévu pour demander le statut d’agent de la paix

La CCSN a établi le processus provisoire suivant pour que les ASN/membres de la FISN puissent présenter une demande de statut d’agent de la paix :

• Les titulaires de permis existants devront fournir à la Commission une liste des ASN/membres de la FISN, ainsi que des documents corroborant le respect des critères énumérés au point 3.2.1. Les titulaires de permis peuvent transmettre l’information au Greffe de la CCSN au moyen du système Échange de fichiers CCSN. Les demandes incomplètes seront renvoyées au titulaire de permis et traitées uniquement lorsque tous les renseignements et documents à l’appui auront été fournis.
• Le personnel du Greffe de la CCSN examinera les demandes et recommandera à la Commission d’accorder ou de refuser le statut d’agent de la paix au demandeur.
• La Commission prendra en compte les demandes et les recommandations du personnel de la CCSN, puis accordera ou refusera le statut d’agent de la paix à l’ASN ou au membre de la FISN concerné.
• Le Greffe de la CCSN avisera (par écrit) le titulaire de permis de la décision de la Commission et délivrera à l’ASN ou au membre de la FISN concerné un document d’agent de la paix à des fins d’identification.

Les documents reçus au cours du processus de demande seront entreposés et protégés conformément aux politiques et procédures du gouvernement du Canada. 

La CCSN explore les options quant à savoir si ce processus sera incorporé dans le RSN ou dans la série de REGDOC 2.12.

5.    Mécanisme d’enquête sur les plaintes

Le paragraphe 27.3(6) de la LSRN sera modifié comme suit : 

« La Commission veille, conformément aux règlements, à ce qu’il y ait une procédure de traitement des plaintes concernant la conduite de tout agent de sécurité nucléaire dans l’exercice de ses attributions à titre d’agent de la paix. »  

La CCSN concevra, établira et tiendra à jour un processus d’examen des plaintes dans le RSN qui servira à enquêter sur la conduite non criminelle d’agents de la paix exerçant des fonctions dans des sites à sécurité élevée. 

Selon ce nouveau processus, toute plainte découlant d’un incident de recours à la force ou d’une affaire criminelle sera acheminée au service de police compétent, et les affaires seront traitées par le système de justice normal.

Les lecteurs doivent savoir que la CCSN est déjà dotée d’un processus de plainte pour les allégations associées aux activités et aux installations réglementées par la CCSN et pour les allégations associées au comportement du personnel de la CCSN. La section ci-dessous est basée sur ce processus et sera utilisée pour le dépôt de plaintes concernant la conduite non criminelle d’ASN ou de membres de la FISN agissant à titre d’agents de la paix et pour les enquêtes sur ces plaintes : 

1)    Dépôt d’une plainte auprès de la CCSN  

Une personne qui souhaite déposer une plainte auprès de la CCSN doit le faire par courriel, en personne ou en composant le numéro sans frais indiqué sur le site Web de la CCSN.

La plainte sera acheminée au Bureau des valeurs et de l’éthique (BVE) de la CCSN. Le BVE fait partie de la Division de l’audit interne, de l’évaluation et de l’éthique de la CCSN, est indépendant du personnel et relève directement du président. L’équipe du BVE est formée à la réalisation d’enquêtes administratives.

Le BVE avisera le titulaire de permis qu’une plainte a été déposée concernant la conduite d’un ou de plusieurs de ses ASN/membres de la FISN. Il incombera au titulaire de permis d’informer immédiatement le ou les ASN/membres de la FISN visés. Si le ou les ASN/membres de la FISN visés sont syndiqués, il est conseillé que le titulaire de permis les avise de leur droit d’être représentés.

Le BVE accusera réception de la plainte et avisera la personne qui l’a déposée que la CCSN suivra la procédure établie. C’est à cette étape qu’il pourrait être nécessaire de demander au plaignant de fournir des renseignements détaillés et des éléments de preuve. Les communications électroniques sont privilégiées, mais certains problèmes – en particulier ceux qui sont urgents – pourraient nécessiter des interactions en personne. Le BVE prendra part à ces activités.

Le BVE désignera et protégera tous les documents reçus relativement à la plainte conformément aux politiques et procédures du gouvernement du Canada.

2)    Évaluation préliminaire 

À cette étape, le BVE effectuera une évaluation initiale de l’information fournie par le plaignant afin de déterminer si la plainte contient des allégations légitimes de comportement criminel ou si elle est sans fondement.  

Une plainte qui comporte des allégations de crime sera immédiatement transmise au service de police compétent, alors qu’une plainte qui semble avoir été déposée de mauvaise foi pourra être écartée après avoir été examinée. Dans les deux cas, le plaignant sera avisé que sa plainte a été transférée ou rejetée.

Une plainte qui porte sur des actions non criminelles d’un ASN / membre de la FISN fera l’objet d’une enquête par les membres du BVE de la CCSN.  

3)    Recherche et analyse des faits 

À cette étape, le BVE mènera une enquête approfondie, ce qui comprendra la tenue d’entrevues, l’examen d’éléments de preuve tels que les vidéos de caméra de surveillance, les déclarations des témoins, etc., l’examen des rapports de l’ASN / de la FISN, et l’examen des politiques, procédures ou documents faisant état des attentes du titulaire de permis au chapitre de la conduite des employés.  

Selon la nature de la plainte, la disponibilité des ressources et l’apparence d’un conflit, il se peut que le BVE sollicite l’assistance d’un tiers indépendant qui effectuera l’enquête et fournira un rapport sommaire de ses constatations.

Le BVE générera un rapport d’évaluation qui contiendra ses constatations et toute mesure qu’il recommande. Le BVE fournira une copie du rapport à la Commission. 

4)    Transmission du rapport d’évaluation et mise en œuvre des mesures correctives

À cette étape, le BVE transmettra le rapport d’évaluation au plaignant ainsi qu’au titulaire de permis afin de présenter ses recommandations et toute mesure corrective qu’il juge indiquée. 

Le titulaire de permis devra aviser la CCSN si les mesures correctives comprennent la suspension ou le licenciement d’un ASN / membre de la FISN. 

5)    Suspension ou révocation de la désignation d’agent de la paix

La Commission peut, en vertu de ses pouvoirs, suspendre ou révoquer la désignation d’agent de la paix en fonction des résultats de l’enquête. Dans pareille situation, la Commission avisera le titulaire de permis et le plaignant de sa décision. Le titulaire de permis ou l’ASN / le membre de la FISN a la possibilité d’interjeter appel auprès de la CCSN.

5.1    Appels

Est présenté ci-dessous le processus d’appel prévu dans une situation où une désignation d’agent de la paix est suspendue ou révoquée par la Commission à la suite d’une enquête :

• Le titulaire de permis ou l’ASN / le membre de la FISN concerné peut en appeler de la décision de la Commission de suspendre/révoquer la désignation d’agent de la paix. Le titulaire de permis ou l’ASN / le membre de la FISN doit déposer un appel écrit, accompagné de toute la documentation supplémentaire nécessaire, auprès de la CCSN dans les 60 jours suivant la suspension/révocation.  
• L’appel doit mentionner les motifs sur lesquels se base le titulaire de permis ou l’ASN / le membre de la FISN pour interjeter appel, ainsi que l’issue recherchée.  
• Le BVE accusera réception de l’appel et des documents supplémentaires et examinera le tout en temps opportun. Le BVE soumettra ses recommandations à la Commission.  
• La Commission rendra sa décision de confirmer la suspension/révocation ou de rétablir la désignation dans les 120 jours suivant la réception de l’appel. Cette décision sera considérée comme la décision définitive.

6.    Propriété et surveillance des armes à feu 

Les modifications à la LSRN permettront à la CCSN d’autoriser les titulaires de permis qui exploitent un site à sécurité élevée à acquérir, à posséder et à céder des armes à feu, des armes prohibées et des dispositifs prohibés, et à en disposer, afin d’assurer la sécurité d’un site à sécurité élevée.

Les paragraphes 27.4(1), (2), (3), (4) et (5) de la LSRN seront modifiés comme suit :

« Malgré la partie III du Code criminel et la Loi sur les armes à feu et sous réserve du paragraphe (2), la Commission peut délivrer au titulaire de licence ou de permis qui exploite un site à sécurité élevée une autorisation, assortie ou non de conditions, lui permettant d’acquérir, de posséder et de céder des armes à feu, des armes prohibées et des dispositifs prohibés — et d’en disposer — pour exercer la responsabilité que lui confère le paragraphe 27.1(1).

Restriction

(2) L’autorisation délivrée en vertu du paragraphe (1) ne peut permettre la cession d’armes à feu, d’armes prohibées et de dispositifs prohibés qu’au titulaire de licence ou de permis à qui une autorisation a été délivrée en vertu de ce paragraphe ou à une agence de services publics.

Cession au titulaire de licence ou de permis

(3) Malgré la partie III du Code criminel et la Loi sur les armes à feu, la Commission, toute agence de services publics ou toute personne en possession légitime d’armes à feu, d’armes prohibées ou de dispositifs prohibés peut céder des armes à feu, des armes prohibées ou des dispositifs prohibés au titulaire de licence ou de permis à qui une autorisation a été délivrée en vertu du paragraphe (1).

Rapports présentés au directeur de l’enregistrement des armes à feu

(4) Le titulaire de licence ou de permis à qui une autorisation est délivrée en vertu du paragraphe (1) présente au directeur de l’enregistrement des armes à feu visé à l’article 82 de la Loi sur les armes à feu, comme s’il était une agence de services publics, l’avis visé à l’article 12 du Règlement sur les armes à feu des agents publics et les rapports visés aux articles 8 à 10, 11, 13, 14 et 16 de ce règlement. Toutefois, toute mention du 31 octobre 2008 dans les dispositions de ce règlement vaut mention de la date à laquelle l’autorisation est délivrée au titulaire et toute mention du 31 octobre 2009 dans ces dispositions vaut mention de la date qui tombe le jour du premier anniversaire de la date à laquelle l’autorisation est délivrée au titulaire.

Rapports présentés à la Commission

(5) Il fait, conformément aux règlements, rapport à la Commission relativement à l’avis et aux rapports qu’il présente au titre du Règlement sur les armes à feu des agents publics. »

6.1    Autorisation et révocation d’autorisations

Suivant les nouvelles modifications à la LSRN, la Commission doit d’abord autoriser un titulaire de permis à acquérir, à posséder et à céder des armes à feu, des armes prohibées et des dispositifs prohibés, et à en disposer. 

La CCSN établira dans le RSN les conditions applicables à ces autorisations, ainsi que le pouvoir de modifier ou de révoquer toute autorisation en tout temps.

En consultation avec la Gendarmerie royale du Canada (GRC), la CCSN inscrira le processus d’autorisation suivant dans le RSN :

• Le titulaire de permis / demandeur présente une demande à la CCSN en vue d’obtenir une autorisation.
• Le personnel de la CCSN évalue la demande et présente sa recommandation à la Commission de la CCSN, à savoir si l’autorisation doit être accordée ou non au demandeur. La décision est prise par la Commission.
• La CCSN fournit à la GRC une liste des titulaires de permis autorisés à acquérir, à posséder et à céder des armes à feu, des armes prohibées et des dispositifs prohibés, et à en disposer.
• La GRC attribue à chaque titulaire de permis un numéro d’identification d’agence de services publics (NIASP) qui lui permettra d’acquérir, de posséder et de céder des armes à feu, des armes prohibées et des dispositifs prohibés, et d’en disposer.

Les situations pour lesquelles la Commission révoquera une autorisation sont les suivantes :

• l’organisation n’est plus un titulaire de permis
• l’organisation n’a plus besoin d’une protection armée assurée par un ASN ou une FISN
• un motif valable le justifie

6.2    Transfert de propriété

La CCSN transférera la propriété des armes à feu utilisées dans un site à sécurité élevée aux titulaires de permis qui exploitent un tel site une fois que ceux-ci auront obtenu l’autorisation de la Commission de même que le NIASP attribué par la GRC.  

6.3    Entreposage et usage des armes à feu

Les titulaires de permis sont tenus d’entreposer les armes à feu conformément au Règlement sur l’entreposage, l’exposition, le transport et le maniement des armes à feu par des particuliers (DORS/98-209). Cette exigence sera inscrite dans le RSN. La CCSN continuera de vérifier la conformité continue des titulaires de permis à ce règlement dans le cadre de ses inspections périodiques.  

6.4    Surveillance

Comme il est mentionné ci-dessus, les modifications à la LSRN exigeront que les titulaires de permis autorisés déclarent leur inventaire d’armes à feu au directeur de l’enregistrement des armes à feu, tout comme les agents publics sont tenus de le faire en vertu du Règlement sur les armes à feu des agents publics (DORS/98-203). Le respect du Règlement sur les armes à feu des agents publics assure la conformité au paragraphe 85(1) de la Loi sur les armes à feu (L.C. 1995, ch. 39), lequel exige que le directeur de l’enregistrement des armes à feu établisse un registre des armes à feu comportant des inventaires exacts et à jour. 

La CCSN continuera d’effectuer des inspections afin de vérifier les inventaires et les procédures en vue de s’assurer de leur conformité aux règlements et aux attentes. La CCSN signalera tout problème d’inventaire au directeur, le cas échéant.  

Le défaut d’assurer une comptabilité appropriée ou de présenter les rapports exigés pourrait entraîner la révocation de l’autorisation d’un titulaire de permis. Toute décision de révoquer une autorisation doit être prise par la Commission.

7.    Analyse préliminaire des répercussions

Les ministères et organismes doivent analyser les répercussions de tous les projets de règlement afin d’appuyer la mobilisation des parties intéressées et la prise de décisions fondées sur des données probantes. L’analyse des répercussions doit examiner les effets positifs et négatifs possibles d’un projet de règlement sur la santé, la sûreté, la sécurité ainsi que le bien-être social et économique des Canadiens, sur les entreprises et sur l’environnement.

Plus précisément, la Directive du Cabinet sur la réglementation du Secrétariat du Conseil du Trésor exige que les ministères et organismes prennent en compte les coûts et les avantages, les répercussions sur l’environnement, l’analyse comparative entre les sexes plus (ACS+), la réduction du fardeau sur les entreprises, les obligations liées aux traités modernes, etc.

La CCSN a effectué un examen interne et ne s’attend pas à ce que ces projets aient des répercussions importantes sur les activités des titulaires de permis au quotidien étant donné que des armes à feu sont utilisées et gérées par les titulaires de permis et que les ASN/membres de la FISN mènent des activités semblables à celles d’un agent de la paix sans incident depuis plus de 20 ans. Néanmoins, les modifications à la LSRN confèrent également à la Commission le pouvoir de surveiller et, au besoin, de révoquer l’usage d’armes à feu et les activités d’un agent de la paix dans le cadre des activités autorisées. 

Les lecteurs du présent document sont invités à faire connaître à la CCSN toute incidence, donnée, etc. qui aurait pu être omise ou surévaluée/sous-évaluée.

8.    Consultations publiques à venir et formulation de commentaires

Des consultations publiques auprès de l’industrie nucléaire, des ministères, des Nations et communautés autochtones, de la société civile, etc. pourraient avoir lieu au sujet de l’élaboration de modifications réglementaires liées au projet de loi C-21. 

Des avis sur ces possibilités seront affichés sur la plateforme de consultation en ligne de la CCSN Parlons sûreté nucléaire. Pour obtenir davantage de rétroaction de la part des parties intéressées et favoriser une meilleure compréhension des conséquences des modifications proposées, des ateliers seront organisés pendant la période de consultation.

Les parties intéressées auront l’occasion de commenter ce document sur Parlons sûreté nucléaire ou par courriel. En outre, elles pourront formuler des commentaires sur la version préliminaire des modifications à la réglementation par le biais de notre processu

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Dates clés

• Période de consultation : 15 mai au 12 juillet 2024
• Retour sur les commentaires : 15 juillet au 31 juillet 2024

À propos de cette consultation

Le REGDOC-2.13.2, Importation et exportation (REGDOC-2.13.2) fournit de l’orientation aux demandeurs et aux titulaires de permis qui importent ou exportent des substances, de l’équipement et des renseignements nucléaires énumérés dans le Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire (RCIENPN).

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) réglemente les importations et les exportations d’articles nucléaires afin de s’assurer qu’ils sont utilisés uniquement à des fins pacifiques et qu’ils ne contribuent pas au développement ou au maintien d’un programme d’armes nucléaires dans le monde.

À qui s’applique le REGDOC-2.13.2?

Il s’applique à toute personne ayant l’intention d’importer ou d’exporter :

• des substances, de l’équipement et des renseignements nucléaires contrôlés énumérés dans le RCIENPN
• des articles ayant autant des utilisations nucléaires que non nucléaires, également appelés « articles à caractère nucléaire et à double usage dans le secteur nucléaire » énumérés dans le RCIENPN
• des sources radioactives à risque élevé (catégories 1 et 2 de l’Agence internationale de l’énergie atomique [AIEA]), telles que définies dans la norme RS-G-1.9 de l’AIEA, Catégorisation des sources radioactives

Et il s’applique également à tout exportateur qui a l’intention d’exporter des articles qui ne figurent pas dans le RCIENPN, mais qui pourraient être soupçonnés d’avoir un lien avec un programme d’armes nucléaires.

Quel est l’objectif de ce document de travail?

Ce document de travail décrit les modifications que la CCSN envisage d’apporter au REGDOC-2.13.2 pour :

• veiller à ce qu’il s’aligne sur les modifications proposées au RCIENPN
• ajouter de l’orientation sur des sujets tels que les exigences en matière de déclaration et les notes techniques pour des substances, de l’équipement et des renseignements nucléaires particuliers
• tenir compte des éléments d’amélioration relevés depuis la publication du REGDOC-2.13.2 en 2018

Le document d’application de la réglementation REGDOC-2.3.4, Programmes d’exploitation des installations dotées de réacteurs, précise les exigences relatives à l’élaboration et à la mise en œuvre de programmes d’exploitation pour les installations dotées de réacteurs.

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Preface

Ce document d’application de la réglementation fait partie de la série de documents d’application de la réglementation de la CCSN intitulée conduite de l’exploitation, qui porte également sur les programmes de construction et de mise en service, sur la gestion des accidents et sur les bilans périodiques de la sûreté. La liste complète des séries figure à la fin de ce document et elle peut être consultée à partir du site Web de la CCSN.

Le document d’application de la réglementation REGDOC-2.3.4, Programmes d’exploitation des installations dotées de réacteurs, précise les exigences relatives à l’élaboration et à la mise en œuvre de programmes d’exploitation pour les installations dotées de réacteurs (centrales nucléaires, conceptions de réacteur avancé et petits réacteurs modulaires) et fournit des orientations à ce sujet. Ce document d’application de la réglementation repose sur l’expérience d’exploitation (OPEX) et les pratiques exemplaires issues du contexte des centrales nucléaires refroidies à l’eau. Cette information sera mise à jour à mesure que de nouvelles données seront obtenues des conceptions de réacteur avancé et des petits réacteurs modulaires. Les promoteurs, les demandeurs et les titulaires de permis pour des conceptions de réacteur avancé et des petits réacteurs modulaires devraient appliquer l’information et les concepts présentés dans ce document d’application de la réglementation dans la mesure du possible et de la façon qui convient le mieux à la conception en question.

Il s’agit de la première version.

Compte tenu de la vaste gamme d’installations dotées de réacteurs – spécialement au chapitre des conceptions de réacteur avancé et des petits réacteurs modulaires – et du fait que les profils de risque des installations dotées de réacteurs varient considérablement en fonction des caractéristiques de l’activité ou de l’installation, le promoteur, le demandeur ou le titulaire de permis peut proposer d’appliquer les exigences et l’orientation d’une manière graduelle qui tient compte du risque et qui cadrera avec le niveau de risque de l’activité réglementée ou peut proposer des solutions de rechange pour satisfaire aux exigences réglementaires, ainsi que le décrivent le REGDOC 1.1.5, Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires, et REGDOC 3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation. L’information présentée dans ce document d’application de la réglementation peut également être appliquée à d’autres activités ou étapes du processus d’autorisation (par exemple, la mise en service sans combustible en vertu d’un permis de construction, ou le déclassement).

Pour en savoir plus sur la mise en œuvre des documents d’application de la réglementation et sur l’approche graduelle, consultez le REGDOC 3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation.

1. Introduction

1.1 Objet

Ce document d’application de la réglementation précise les exigences relatives à l’élaboration et à la mise en œuvre de programmes d’exploitation d’une installation dotée de réacteurs (centrale nucléaire, conception de réacteur avancé et petit réacteur modulaire) et fournit des orientations à ce sujet.

Ce document sera utilisé par les titulaires de permis pour préparer, mettre en œuvre et tenir à jour un programme d’exploitation d’une installation dotée de réacteurs.

1.2 Portée

Ce document repose sur l’expérience d’exploitation (OPEX) et les pratiques exemplaires issues du contexte des centrales nucléaires refroidies à l’eau. Cette information sera mise à jour à mesure que de nouvelles données seront obtenues des conceptions de réacteur avancé et des petits réacteurs modulaires. Les promoteurs, les demandeurs et les titulaires de permis devraient appliquer l’information et les concepts présentés dans ce REGDOC dans la mesure du possible et de la façon qui convient le mieux à d’autres conceptions, notamment les conceptions de réacteur avancé et les petits réacteurs modulaires.

Compte tenu de la vaste gamme d’installations dotées de réacteurs – spécialement au chapitre des conceptions de réacteur avancé et des petits réacteurs modulaires – et du fait que les profils de risque des installations dotées de réacteurs varient considérablement en fonction des caractéristiques de l’activité ou de l’installation, le titulaire de permis peut proposer d’appliquer les exigences et les orientations d’une manière graduelle qui tient compte du risque et qui cadrera avec le niveau de risque de l’activité réglementée ou peut proposer des solutions de rechange pour satisfaire aux exigences réglementaires, ainsi que le décrivent le REGDOC 1.1.5, Renseignements supplémentaires pour les promoteurs de petits réacteurs modulaires [1] et le REGDOC 3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation [2]. L’information présentée dans le présent document peut également être appliquée à d’autres activités ou étapes du processus d’autorisation (par exemple, la mise en service sans combustible en vertu d’un permis de construction, ou de déclassement).

Les promoteurs, les demandeurs et les titulaires de permis peuvent proposer d’autres façons de respecter une exigence. Toute autre solution de rechange proposée (y compris l’utilisation d’autres codes et normes) devrait tenir compte adéquatement de la complexité et des dangers des activités proposées, et le demandeur doit démontrer, en fournissant des renseignements à l’appui, que l’approche proposée lui permet d’atteindre un niveau de sûreté équivalent.

Ce document est structuré selon le cadre des domaines de sûreté et de réglementation (DSR) de la CCSN. Le titulaire de permis n’est pas tenu de suivre cette structure et peut choisir d’organiser l’information d’une autre façon.

Remarque : Lorsque le texte fait référence aux « titulaires de permis », les promoteurs et les demandeurs peuvent se servir de l’information fournie pour élaborer leur programme d’exploitation pour l’installation dotée de réacteurs qu’ils proposent.

1.3 Législation pertinente

Les dispositions législatives de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) et des règlements pris en vertu de celle-ci qui s’appliquent au présent document sont les suivants :

• les alinéas 24(4)a) et b), et 44(1)e) et o) de la LSRN
• les alinéas 12(1)e) et 17b), et les articles 12 et 15 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires
• les alinéas 6d) et h), et 14(2)a) et c) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I

1.4 Normes nationales et internationales

Les principes et les éléments clés utilisés dans l’élaboration du présent document sont conformes aux normes nationales et internationales.

Le document est également conforme aux publications suivantes :

• les principes établis par l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) dans le document SSR 2/2 (Rev 1), Sûreté des centrales nucléaires : mise en service et exploitation [3] et les guides connexes de l’AIEA; à noter que la portée du présent REGDOC va au-delà du document SSR 2/2 (Rev 1) pour tenir compte des pratiques exemplaires canadiennes
• la norme CSA N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [4]

D’autres documents qui renferment des renseignements pouvant être d’intérêt pour les personnes que prennent part aux programmes d’exploitation des installations dotées de réacteurs sont énumérés dans la section « Renseignements supplémentaires » du présent document.

2. Programme d’exploitation

Un programme d’exploitation se compose de politiques, de processus et de procédures qui fournissent une orientation et des renseignements relatifs à l’établissement de pratiques d’exploitation sûre au sein de l’installation nucléaire, dans toutes les conditions d’exploitation (habituelles et inhabituelles), et offre au titulaire de permis les renseignements nécessaires pour s’assurer que l’installation est exploitée conformément au fondement d’autorisation.

Remarque : Si une exigence en particulier au sein du présent document est traitée par l’entremise d’un autre programme (par exemple, le programme sur la performance humaine, le programme d’entretien, le programme de gestion de la configuration, le programme de gestion du travail, le programme de gestion des urgences ou un autre programme du titulaire de permis), le titulaire de permis peut fournir un renvoi à ce programme dans le cadre de la gouvernance du programme d’exploitation.

2.1 Aperçu général

Exigences

Le titulaire de permis doit élaborer, mettre en œuvre et tenir à jour un programme d’exploitation conformément au système de gestion défini dans son fondement d’autorisation. Il doit s’assurer que le programme d’exploitation couvre toutes les activités autorisées se rapportant à l’exploitation de l’installation dotée de réacteurs.

Le titulaire de permis doit documenter la manière dont les activités du programme d’exploitation sont intégrées de sorte à former un cadre complet d’exploitation.

Le titulaire de permis doit prendre et documenter les décisions d’exploitation conformément aux principes du système de gestion et en fonction du risque.

Conformément aux obligations en matière de permis qui lui incombent en vertu de l’article 12 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, le titulaire de permis doit établir des dispositions pour assurer le respect des exigences et des procédures en matière de sûreté en vue du contrôle sûr de l’installation dotée de réacteurs dans toutes les conditions.

Orientation

Les principes et les éléments clés du programme d’exploitation devraient être conformes aux publications suivantes :

• REGDOC 2.1.2, Culture de sûreté [5]
• CSA N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [4]

La formation destinée aux opérateurs devrait traiter des domaines technologiques pertinents aux niveaux requis de sorte que les opérateurs puissent exécuter les tâches conformément aux exigences énoncées dans le REGDOC 2.2.2, La formation du personnel [6] et le REGDOC 2.2.3, Accréditation du personnel, tome III : Accréditation des personnes qui travaillent dans des installations dotées de réacteurs [7].

Pour obtenir plus d’information sur les programmes d’exploitation, veuillez consulter le document no NS G 2.14, Conduct of Operations at Nuclear Power Plants [8], de l’AIEA.

2.2 Programmes d’interfaçage

Exigences

Le titulaire de permis doit s’assurer que le programme d’exploitation désigne tous les programmes d’interfaçage ainsi que les processus et les pratiques autonomes.

Orientation

Lorsqu’il y a un chevauchement entre une activité d’un programme d’interfaçage et le programme d’exploitation, le titulaire de permis devrait :

• définir l’ensemble des rôles, responsabilités et obligations pour les programmes qui se chevauchent
• résumer toute différence en matière d’obligations entre les programmes

Mentionnons à titre d’exemples de programmes d’interfaçage les programmes de mise en service, de performance humaine, d’entretien, de gestion de la configuration, de gestion du travail, de gestion des accidents, de sécurité, de gestion des urgences et de déclassement du titulaire de permis.

Pour obtenir plus d’information sur les exigences et l’orientation relatives aux programmes qui se chevauchent, veuillez consulter les documents suivants :

• REGDOC 2.1.2, Culture de sûreté [5]
• REGDOC 2.3.1, Réalisation des activités autorisées : Programmes de construction et de mise en service [9]
• REGDOC 2.11.2, Déclassement [10]
• CSA N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [4]
• documents d’application de la réglementation et normes de l’industrie pour d’autres programmes en particulier

2.3 Organisation exploitante

Exigences

Le titulaire de permis doit mettre en place une organisation exploitante aux fins de la mise en œuvre et de la tenue à jour du programme d’exploitation.

L’organisation exploitante doit s’assurer que le programme d’exploitation :

• énonce les pouvoirs, les responsabilités et les obligations incombant à chaque niveau de gestion au chapitre de la réalisation des activités autorisées en toute sûreté
• définit clairement la structure organisationnelle de l’exploitation de l’installation
• documente officiellement les contrôles administratifs de mise en œuvre de la structure organisationnelle

L’organisation exploitante doit s’assurer que les aspects clés du programme d’exploitation sont communiqués aux organisations auxiliaires (par exemple, les entrepreneurs, les organisations d’entretien externes, les fournisseurs, les instituts de recherche et les organisations de soutien technique) afin que les exigences et les attentes du titulaire de permis en matière de sûreté soient respectées.

Orientation

L’organisation exploitante devrait également s’assurer que le programme d’exploitation contribue au maintien d’une solide culture de sécurité au sein de l’organisation.

L’organisation exploitante devrait mettre en place des dispositions pour traiter les interfaces entre elle et les autres ministères ou les organisations auxiliaires (tant internes qu’externes; par exemple, les fournisseurs et les entrepreneurs). Pour obtenir plus d’information sur les programmes d’interfaçage, veuillez consulter la section 2.2, Programmes d’interfaçage.

Voici quelques exemples de façons dont le programme d’exploitation peut contribuer au maintien d’une solide culture de sûreté :

• le respect et l’utilisation appropriée des normes et procédures approuvées, de même que l’amélioration continue des procédures en fonction de l’OPEX
• s’assurer que suffisamment de ressources sont disponibles pour répondre aux exigences du travail
• surveiller et évaluer le rendement, de même que s’efforcer d’assurer l’amélioration continue en fonction de l’OPEX.

2.3.1 Attentes à l’égard des gestionnaires de service des opérations

Un gestionnaire de service des opérations d’un quart de travail assigné est responsable de la protection et de la sûreté (de l’installation dotée de réacteurs, ainsi que de la sécurité des travailleurs et du public). Il surveille le rendement du personnel de quart et en assure la supervision et oriente le contrôle de l’exploitation et de l’entretien de l’installation conformément aux limites et conditions d’exploitation (LCE) et aux procédures approuvées.

Exigences

Le titulaire de permis doit disposer de processus gérés permettant de sélectionner des candidats appropriés pour s’assurer que les travailleurs (dont les personnes qui occupent des postes de cadre supérieur en matière d’exploitation et qui sont investies de responsabilités décisionnelles au chapitre de la sûreté et en matière de permis) possèdent les qualifications et ont suivi la formation qu’exige le poste.

Le titulaire de permis doit considérer les gestionnaires de service des opérations comme ses mandataires et, ainsi que l’exige l’article 15 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, aviser la CCSN des noms et coordonnées de chaque membre du personnel désigné comme gestionnaire de service des opérations.

Le titulaire de permis doit considérer les gestionnaires de service des opérations comme ses mandataires et, ainsi que l’exige l’article 15 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, aviser la CCSN des noms et coordonnées de chaque membre du personnel désigné comme gestionnaire de service des opérations.

Lorsqu’ils sont de service, les gestionnaires de service des opérations doivent s’acquitter des responsabilités suivantes :

• coordonner les activités de l’installation conformément à la politique de gouvernance de l’installation
• être disponibles de manière continue (en étant soit sur le site, soit sur appel) pour appuyer l’exploitation de l’installation en toute sûreté; lorsqu’ils ne sont pas sur le site, ils doivent être en mesure de s’y rendre dans un délai prédéterminé
• être au fait de l’état actuel de l’installation et des tranches; plus précisément, de toute difficulté opérationnelle ou en matière de sûreté
• être à même d’intervenir en cas d’événement et d’ordonner au personnel d’exécuter des procédures approuvées
• prendre des décisions justifiées ainsi que des mesures sécuritaires et prudentes (au besoin, en consultation avec un autre gestionnaire de service ou gestionnaire principal de l’installation)
• exécuter d’autres tâches, suivant les besoins

Orientation

Le titulaire de permis devrait s’assurer que toutes les responsabilités raisonnables des gestionnaires de service des opérations sont documentées et exercées.

Le gestionnaire de service des opérations devrait avoir, au minimum, les qualifications suivantes :

• une vaste expérience de l’exploitation du type de réacteur dont est dotée l’installation
• une connaissance technique de l’installation et de ses structures, systèmes et composants (SSC)
• une connaissance approfondie de la LSRN et des règlements pris en vertu de celle-ci
• lorsqu’il est question d’une modification à la conception, à l’analyse de la sûreté ou aux paramètres d’exploitation sûre (PES), le gestionnaire de service sait quelles modifications nécessitent l’envoi d’un avis à l’organisme de réglementation ou l’obtention de l’approbation de celui ci (si la modification a une incidence sur le fondement d’autorisation)

2.3.2 Prise de décisions en matière d’exploitation

Exigences

Le titulaire de permis doit établir une méthode claire, systématique, opportune et prudente pour la prise de décisions concernant la sûreté nucléaire, la sécurité du personnel, l’environnement et les activités de l’installation (y compris la fiabilité de l’installation, la gestion des actifs et l’efficacité opérationnelle).

Le titulaire de permis doit s’assurer de mettre en place des processus pour fournir de l’information au personnel d’exploitation compétent en vue de la formulation de recommandations et de la prise de décisions.

Le titulaire de permis doit établir les responsabilités et obligations des membres du personnel d’exploitation qui participent au processus décisionnel en matière d’exploitation.

Dans le cadre de son système de gestion, le titulaire de permis doit s’assurer que les décisions opérationnelles tenant compte du risque qui sont susceptibles d’avoir une incidence sur le réacteur ou les systèmes de soutien sont consignées.

Orientation

Dans le cadre de son système de gestion, le titulaire de permis devrait s’assurer que d’autres décisions opérationnelles tenant compte du risque sont dûment consignées.

Lors de la prise de décisions opérationnelles tenant compte du risque applicables à la sûreté nucléaire, le titulaire de permis devrait :

• déterminer si le changement a une incidence sur son fondement d’autorisation
• s’assurer que la défense en profondeur est maintenue (pour plus d’information, veuillez consulter le REGDOC 2.5.2, Conception des installations dotées de réacteurs [11])
• s’assurer que les marges de sûreté sont maintenues (pour plus d’information, veuillez consulter le REGDOC 2.5.2 [11])
• déterminer si le risque est réduit ou demeure le même, ou si le changement relatif au risque est faible (pour plus d’information, veuillez consulter le document INSAG 25, A Framework for an Integrated Risk Informed Decision Making Process [12] de l’AIEA)
• veiller à ce que les bonnes pratiques techniques et organisationnelles soient prises en compte (pour plus d’information, veuillez consulter le document INSAG 25 [12] de l’AIEA)
• prendre en compte les méthodologies de pointe et l’expérience d’exploitation (OPEX) (pour plus d’information, veuillez consulter le document INSAG 25 [12] de l’AIEA)
• prendre en compte la sûreté et la sécurité (pour plus d’information, veuillez consulter le document INSAG 25 [12] de l’AIEA)

Le titulaire de permis devrait cautionner et encourager la prise de décisions prudentes lorsque survient une situation qui ne fait pas partie des conditions d’exploitation normale. La prise de décisions prudentes en matière de gestion de la sûreté opérationnelle s’entend de la prise de décisions qui maintiennent, en tout temps, tous les niveaux de défense en profondeur.

Pour obtenir plus d’information :

• sur la prise de décisions tenant compte du risque, veuillez consulter :
  • le REGDOC 3.5.3, Principes fondamentaux de réglementation [2]
  • la norme CSA N290.19, Processus décisionnel tenant compte du risque pour les centrales nucléaires [13]
  • INSAG 25, A Framework for an Integrated Risk Informed Decision Making Process [12] de l’AIEA
  • sur la communication, veuillez consulter la norme CSA N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [4]

3. Réalisation des activités de l’installation

3.1 Contrôle des activités de l’installation

Exigences

Le titulaire de permis doit établir et tenir à jour des dispositions concernant le contrôle de l’état de l’installation, notamment :

• la surveillance de l’état des systèmes de l’installation
• une vérification sur le terrain de la configuration des composants à position garantie (par exemple, pour déterminer si des composants de ce type pourraient être fixés ou verrouillés de sorte à prévenir une perte de contrôle de la configuration par inadvertance)
• la mise à jour de l’information sur l’état de l’équipement en temps utile
• la mise à l’essai en cours de processus
• la connaissance de l’état actuel des libérations actives et des limites de l’équipement dans l’ensemble des états de l’installation et des configurations de fonctionnement (comme l’arrêt du réacteur, la production électrique, le rechargement du combustible, le démarrage, les états transitoires, l’entretien ou les arrêts, et les essais) en vue d’assurer le respect de ce qui suit :
  • Limites et conditions d’exploitation (LCE);
  • Exigences de conception;
  • Configuration physique;
  • Documentation sur l’installation (par exemple, les procédures ou dessins d’exploitation).

Le titulaire de permis doit s’assurer de mettre en place des dispositions pour faire en sorte que seuls les membres autorisés du personnel puissent manipuler les contrôles opérationnels clés et les composants à position garantie qui sont susceptibles d’entraîner des changements dans l’état de l’installation.

Orientation

Le titulaire de permis devrait s’assurer que les dispositions accordent aux opérateurs suffisamment de temps pour prendre des décisions et des mesures. Des outils de performance humaine servant à vérifier les actions des opérateurs devraient être utilisés dans la mesure du possible.

Avant de modifier un SSC, le titulaire de permis devrait utiliser les résultats de l’analyse déterministe de la sûreté (avec l’étude probabiliste de sûreté (EPS) en complément) pour déterminer l’importance de la modification sur le plan de la sûreté et si des mesures compensatoires sont nécessaires. Le titulaire de permis peut utiliser les résultats de l’EPS et les outils de suivi du risque pour estimer le changement relatif au risque. Pendant la mise en œuvre de la modification à la configuration, le titulaire de permis devrait surveiller et gérer le risque associé à la configuration.

Pour plus d’information sur les aspects de la gestion de la configuration liés aux activités de l’installation, veuillez consulter les documents suivants :

• AIEA, SSG 71, Modifications to Nuclear Power Plants [14]
• AIEA, SSG 74, Maintenance, Testing, Surveillance and Inspection in Nuclear Power Plants [15]

3.1.1 Gestion de la configuration de l’installation

Exigences

Le titulaire de permis doit établir et tenir à jour des dispositions concernant la gestion de la configuration de l’installation afin d’assurer une cohérence entre les LCE, les exigences de conception, la configuration physique et la documentation sur l’installation.

Le titulaire de permis doit s’assurer de ce qui suit :

• les mesures de contrôle de la configuration de l’installation fait en sorte que toutes les modifications aux SSC de l’installation sont dûment évaluées, conçues, approuvées, mises en œuvre, acceptées, documentées et étiquetées afin qu’elles soient clairement identifiées sur le terrain
• les changements ou modifications sont évalués selon l’incidence globale du risque sur la tranche, la centrale ou l’installation dans son ensemble, ce qui comprend la réalisation de l’analyse de la sûreté appropriée avant le début de la modification

Le titulaire de permis doit :

• établir un système permettant de communiquer en temps utile au personnel compétent les modifications temporaires et leurs conséquences ainsi que l’incidence sur le risque
• veiller à ce qu’une liste des modifications temporaires soit mise à la disposition de tous les membres du personnel d’exploitation, laquelle liste doit faire état de la durée limite de chaque modification temporaire; une fois ce délai échu, la liste sera examinée afin d’en déterminer l’applicabilité, la sûreté et la nécessité dans les conditions actuelles de l’installation
• établir un processus d’approbation de la modification temporaire si celle-ci demeurera en vigueur (c’est-à-dire qu’elle deviendra une modification permanente)

Orientation

Avant d’effectuer une modification, le titulaire de permis devrait déterminer les parties du système qui sont susceptibles d’être touchées par celle-ci. Après avoir opéré la modification, le titulaire de permis devrait procéder à une vérification pour s’assurer de la concordance des SSCs avant l’exploitation.

Pour obtenir plus d’information sur les aspects de la gestion de la configuration qui relèvent du système de gestion, veuillez consulter les normes suivantes :

• CSA N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [4]
• CSA N286.10, Gestion de la configuration des installations de réacteurs à haute puissance [16]

3.1.2 Gestion des sources froides

Exigences

Le titulaire de permis doit établir et mettre en œuvre une stratégie pour assurer la gestion des sources froides dans tous les modes de fonctionnement, ce qui devra comprendre, entre autres, ce qui suit :

• les sources froides primaires et secondaires pour toutes les configurations prévues du site de réacteur et de l’installation; par exemple, les arrêts et les conditions d’exploitation à faible puissance, le démarrage, la mise à l’arrêt ou l’état d’arrêt prolongé
• les sources froides d’urgence pour atténuer les conséquences de la perte des sources froides primaires et secondaires, pour tous les événements inclus dans le dimensionnement et pris en compte dans les conditions additionnelles de dimensionnement
• si la conception comprend une piscine de stockage (c’est-à-dire une piscine de combustible usé, épuisé ou irradié), les sources froides dans la piscine de stockage dans les conditions normales et d’accident

Pour chaque source froide, le titulaire de permis doit indiquer ce qui suit :

• la puissance de refroidissement requise
• la capacité de la source froide au cours d’une exploitation normale
• la fiabilité de l’équipement de procédé et de l’équipement auxiliaire pour ce qui est de maintenir la capacité
• les exigences en matière de surveillance
• les actions de l’opérateur en cas de défaillance de la source froide primaire

Le titulaire de permis doit s’assurer que l’information relative à chaque source froide tient compte de l’intégralité de la chaîne de dissipation de la chaleur de la source (par exemple le combustible ou l’équipement de procédé) jusqu’à la source froide ultime (l’environnement).

Orientation

Pour obtenir plus d’information sur les exigences applicables aux sources froides dans le contexte d’un arrêt, veuillez consulter la norme CSA N290.11, Exigences relatives à la capacité d’évacuation de la chaleur du réacteur pendant l’arrêt des centrales nucléaires [17].

3.1.3 Contrôle des défis auxquels doivent faire face les opérateurs

Exigences

Le titulaire de permis doit établir et mettre en œuvre des dispositions afin d’atténuer l’incidence des écarts par rapport à l’état voulu de l’équipement ou aux conditions de travail prévues. Le titulaire de permis doit mettre en place un processus géré au moyen duquel les écarts de cette nature seront reconnus, classifiés, surveillés et corrigés.

Orientation

Voici quelques exemples d’écarts :

• conditions environnementales; par exemple, une température trop élevée dans un lieu de travail
• champ de rayonnement élevé nécessitant le port d’équipement de protection individuelle (EPI)
• utilisation manuelle, plutôt qu’automatique, de l’équipement
• couverture réduite du système d’avertissement
• conditions non sécuritaires en raison de contraintes, de l’usure, d’impacts, de vibrations, de la chaleur, de la corrosion, d’une réaction chimique ou d’un mauvais usage

3.1.4 Travail par quart

Exigences

Le titulaire de permis doit s’assurer que les opérateurs travaillant un quart de travail donné sont en mesure de contrôler et de maintenir l’installation et ses systèmes de soutien, et ce, à la fois :

• dans les limites des configurations de l’équipement qui ont été analysées
• dans le respect des procédures approuvées

Lorsqu’une manœuvre est effectuée à distance dans une installation par un opérateur se trouvant dans la salle de commande, celui-ci doit s’assurer, en vérifiant les indicateurs pertinents, que la manœuvre a été exécutée correctement et que les résultats escomptés ont été atteints. Les actions de l’opérateur feront l’objet d’une vérification indépendante, au besoin.

Orientation

Les opérateurs travaillant un quart de travail donné devraient limiter les opérations qui pourraient entraîner une condition ne s’inscrivant pas dans les configurations d’équipement qui ont été analysées.

Les opérateurs devraient surveiller de près et périodiquement les paramètres importants de l’installation (par exemple, en effectuant une vérification horaire des panneaux de la salle de commande), même si ces paramètres sont également enregistrés par voie électronique. Si les opérateurs constatent une dérive des paramètres, ils devraient analyser la tendance et prendre les mesures qui s’imposent conformément aux procédures approuvées.

3.1.5 Salles de commande des opérations et équipement de contrôle

Exigences

Le titulaire de permis doit s’assurer que les conditions de travail dans les salles de commande permettent aux opérateurs de l’installation d’exercer leurs fonctions dans tous les états de fonctionnement. Le titulaire de permis doit prendre les mesures appropriées pour garantir l’habitabilité de la salle de commande dans des conditions d’accident, notamment en fournissant une protection contre les dangers décelables et en prenant des dispositions pour assurer la survie.

Le titulaire de permis doit veiller à ce que les opérateurs de salle de commande puissent facilement consulter la documentation d’exploitation, qui doit être maintenue à jour.

Orientation

La documentation d’exploitation à jour comprend tous les renseignements nécessaires pour intervenir en cas de transitoire d’exploitation ou bien de situation problématique ou d’événement.

Pour obtenir des renseignements supplémentaires sur les conditions de travail, veuillez consulter le REGDOC 2.8.1, Santé et sécurité classiques [18].

3.1.6 Salles de commande auxiliaires

Exigences

Le titulaire de permis doit veiller à ce que la salle de commande auxiliaire et tous les autres panneaux opérationnels secondaires (ou de secours) qui se rapportent à des systèmes importants pour la sûreté se trouvant dans des lieux secondaires à l’extérieur de la salle de commande soient maintenus pour être :

• prêts à fonctionner
• exempts de tout obstacle
• exempts de matériel non essentiel qui empêcherait leur fonctionnement immédiat

Le titulaire de permis doit confirmer que la salle de commande auxiliaire et tous les autres panneaux opérationnels liés à la sûreté sont dûment prêts à fonctionner; ils doivent notamment être assortis d’une documentation à jour et de systèmes de communication et d’alarme en état de fonctionner, et l’habitabilité doit être adéquate. Le titulaire de permis doit définir la fréquence de ces confirmations.

Le titulaire de permis doit établir des lignes de communication entre les salles de commande primaire et auxiliaire pour assurer un transfert d’information adéquat entre les opérateurs pendant toutes les conditions d’exploitation.

Orientation

Voici quelques exemples de lignes de communication :

• des renseignements appropriés sont affichés dans la salle de commande et le centre de commande des travaux d’entretien
• le « plan quotidien » comprend une discussion des points pertinents
• lorsqu’ils communiquent par radio bidirectionnelle portative, les opérateurs sur le terrain et les opérateurs se trouvant dans la salle de commande principale veillent à ce que les transmissions soient claires et concises

3.1.7 Surveillance et intervention en cas d’alarme

Exigences

Le titulaire de permis doit établir et mettre en œuvre des mesures de surveillance des conditions de l’installation par les opérateurs de la salle de commande, notamment les mesures suivantes :

• surveillance des panneaux
• interventions en cas d’alarme
• actions initiales et continues de l’opérateur pour intervenir en cas d’alarme

Le titulaire de permis doit établir des procédures à l’intention des opérateurs aux fins de gestion des interventions en cas d’alarme. Ces procédures doivent prévoir une fréquence de surveillance des panneaux qui permet de détecter rapidement un état défectueux.

Le titulaire de permis doit s’assurer que :

• les alarmes dans la salle de commande principale sont gérées de manière appropriée
• le système d’information de l’installation est conçu de sorte que les opérateurs puissent facilement reconnaître les conditions anormales
• les alarmes de la salle de commande appellent une intervention prioritaire de la part des opérateurs
• des procédures sont en place pour :
  • mettre les alarmes hors service et en service lorsque la situation justifie la réduction des alarmes au minimum, y compris les messages d’alarme de l’ordinateur industriel, pour tout état de fonctionnement, arrêt ou condition d’accident analysé de l’installation
  • indiquer la marche à suivre en cas d’alarme intempestive ou fréquente

Orientation

Mentionnons à titre d’exemples d’alarmes qu’il convient de réduire au minimum les alarmes d’entretien, les alarmes de mise à l’essai de l’exploitabilité et autres alarmes similaires. Pour obtenir plus d’information, veuillez consulter le REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs [11].

Les alarmes qui sont intempestives ou qui se déclenchent fréquemment, y compris les alarmes injustifiées, devraient faire l’objet d’une enquête et, au besoin, devraient être rectifiées au moyen de mesures correctives.

Le titulaire de permis devrait s’assurer que la salle de commande est dotée d’un système d’affichage des paramètres de sûreté (SAPS) qui présente suffisamment d’information sur les paramètres de sûreté essentiels pour le diagnostic et l’atténuation des accidents de dimensionnement (AD). Le titulaire de permis devrait s’assurer que les opérateurs surveillent activement l’état du procédé et de l’équipement de l’installation.

3.1.8 Conditions matérielles et tenue des lieux

Exigences

Le titulaire de permis doit établir des dispositions pour s’assurer que :

• les lieux et l’équipement d’exploitation sont entretenus, bien éclairés et accessibles
• l’entreposage est contrôlé et limité
• l’équipement qui est dégradé (par exemple, en raison de fuites, de zones de corrosion, de pièces desserrées ou d’un isolant thermique endommagé) est repéré, surveillé et réparé
• les problèmes et les défectuosités sont décelés, puis sont corrigés conformément aux mesures de sûreté et de contrôle du titulaire de permis
• l’intrusion de corps étrangers est empêchée ou réduite au minimum

Le titulaire de permis doit mettre en œuvre et tenir à jour des dispositions pour ce qui est de verrouiller, d’étiqueter ou de sécuriser autrement les points d’isolation pour les systèmes et les composants.

Le titulaire de permis doit s’assurer que l’identification et l’étiquetage de l’équipement de sécurité, des systèmes importants pour la sûreté, des salles, des conduites et des instruments sont exacts, lisibles et bien entretenus et que les étiquettes ne dégradent pas l’article identifié.

Le titulaire de permis doit s’assurer de mettre en place des procédures pour la gestion des matières combustibles, y compris les emballages. Pour obtenir plus d’information, veuillez consulter le REGDOC 2.10.2, Protection-incendie [19].

Orientation

Voici quelques exemples de SSC ayant des points d’isolation :

• dispositifs d’isolation
• positions des vannes commandées par moteur ou manuellement
• trains de systèmes de protection
• alimentations électriques pour des systèmes différents

Le titulaire de permis devrait évaluer les effets de l’intrusion de corps étrangers et les mesures d’atténuation requises. Aux fins d’exclusion des matières étrangères, le titulaire de permis devrait s’assurer de ce qui suit :

• un processus est en place pour la gestion de l’exclusion des corps étrangers; pour obtenir plus d’information, veuillez consulter le REGDOC 2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires [20]
• des mesures de prévention et des mesures de contrôle de l’information sont en place; pour obtenir plus d’information, veuillez consulter la norme CSA N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [4]

3.1.9 Contrôle chimique

Exigences

Le titulaire de permis doit établir et mettre en œuvre un programme de contrôle chimique afin de garantir l’intégrité à long terme des SSC et de réduire au minimum les risques liés au rayonnement.

Orientation

Pour plus d’information sur le contrôle et la surveillance chimiques, veuillez consulter le REGDOC 2.6.4, Contrôle chimique [21].

3.2 Performance humaine en matière d’exploitation

3.2.1 Communications

Exigences

Le titulaire de permis doit s’assurer que de l’équipement de communication fiable est disponible à l’appui des activités dans la salle de commande et dans l’ensemble de l’installation pour tous les modes de fonctionnement.

Orientation

Le titulaire de permis devrait établir un processus pour assurer des communications efficaces, dont des communications orales trilatérales, pour les activités opérationnelles.

3.2.2 Registres de la salle de commande

Exigences

Le titulaire de permis doit établir un processus de tenue de registres dans la salle de commande (aussi appelés registres d’exploitation ou dossiers de l’opérateur). Le titulaire de permis doit s’assurer que ces registres contiennent un compte rendu officiel de la chronologie des événements, des activités de l’installation et des changements dans l’état des systèmes ou des composants.

Orientation

Le titulaire de permis devrait établir des règles claires et compréhensibles au sujet de la qualité et du contenu des dossiers et registres des opérateurs. Il devrait s’assurer que ces règles sont communiquées clairement.

Voici quelques exemples de contenu de dossiers et de registres des opérateurs :

• les processus et l’état général de l’installation au moment du changement de quart de travail
• les changements de mode du réacteur et de systèmes ou d’équipement majeurs de l’installation
• les configurations anormales de l’installation
• l’équipement et les systèmes qui sont hors service
• une mention qu’une surveillance et des essais post-entretien ont été effectués
• les écarts relevés et les mesures prises pour régler la situation

3.2.3 Changement de quart de travail et comptes rendus

Exigences

Le titulaire de permis doit établir des processus permettant d’assurer un transfert sûr et contrôlé des responsabilités entre les quarts de travail des opérateurs. Minimalement, ces processus doivent comprendre ce qui suit :

• vérifications visuelles des panneaux
• examen des registres de la salle de commande (registres d’exploitation; dossiers de l’opérateur)
• listes de contrôle
• compte rendu des défis auxquels a dû faire face l’opérateur ainsi que de tout écart par rapport aux conditions d’exploitation normale
• vérification que l’effectif minimal est atteint (voir le REGDOC 2.2.5, Effectif minimal [22])

Orientation

Le titulaire de permis devrait s’assurer que le processus de changement de quart établit ce qui suit :

• les personnes concernées
• les responsabilités de celles-ci
• l’emplacement et la réalisation du changement de quart
• la méthode d’indiquer l’état de l’installation, y compris des dispositions pour les circonstances spéciales telles que l’état anormal de l’installation ou l’indisponibilité de membres du personnel

Le titulaire de permis devrait s’assurer que les comptes rendus lors du changement de quart sont livrés de sorte que les attentes et les objectifs du chef de quart soient communiqués efficacement à tout l’effectif sous sa supervision et bien compris par celui-ci. Le niveau et le nombre de comptes rendus peuvent varier selon la composition des équipes de quart.

Le titulaire de permis devrait s’assurer que les outils de performance humaine sont utilisés pour les changements de quart et les comptes rendus; par exemple, les communications trilatérales, l’utilisation de l’alphabet phonétique et la verbalisation. Voir également la section 3.2.5, Outils de performance humaine pour l’exploitation.

3.2.4. Accès à la salle de commande

Exigences

Le titulaire de permis doit s’assurer que l’accès aux salles de commande, aux salles de l’équipement de commande, aux salles de commande auxiliaires (s’il y en a) et aux salles contenant des instruments sensibles est limité et contrôlé. Il doit établir des normes régissant les comportements à adopter dans ces endroits.

Orientation

Le titulaire de permis devrait s’assurer que l’accès du personnel ne travaillant pas par quart à la salle de commande principale est restreint ou réduit au minimum au cours des changements de quart de travail et des essais et développements peu fréquents (EDPF).

3.2.5 Outils de performance humaine pour l’exploitation

Exigences

Le titulaire de permis doit être doté d’un programme relatif aux outils de performance humaine qui tient compte des rôles et responsabilités de chaque utilisateur de l’outil, et ce, à tous les échelons de l’organisation.

Orientation

Le titulaire de permis devrait s’assurer que les outils de performance humaine sont intégrés efficacement à tous les processus opérationnels continus.

Les outils de performance humaine sont aussi appelés des « outils sans événement ». En voici quelques exemples :

• réunions de travail avant et après l’exécution de travaux
• prise de décisions prudentes
• attitude de remise en question
• utilisation et respect des procédures

3.2.6 Exécution d’activités susceptibles d’avoir une incidence sur l’exploitation

Exigences

Le titulaire de permis doit évaluer toutes les activités courantes et ponctuelles, y compris l’entretien, afin d’en déterminer les répercussions sur l’exploitation de l’installation. Ces évaluations doivent caractériser les répercussions sur les marges opérationnelles prévues par l’analyse déterministe de la sûreté, sur les objectifs de sûreté probabilistes et sur les dangers susceptibles d’avoir une incidence sur la sécurité des travailleurs.

Le titulaire de permis doit se fonder sur l’importance de la tâche sur le plan de la sûreté pour déterminer le niveau approprié d’évaluation ainsi que la vérification et le contrôle subséquents des activités de cette nature.

Le titulaire de permis doit s’assurer que les approbations appropriées ont été obtenues avant l’exécution d’activités susceptibles d’avoir une incidence sur l’exploitation.

Orientation

Le titulaire de permis devrait prendre en compte l’incidence cumulative, par exemple sur les marges opérationnelles, de l’ensemble des travaux devant être réalisés pendant la même période.

3.3 Essais et surveillance

La surveillance comprend la vaste gamme d’activités entreprises au quotidien afin de vérifier si l’exploitation est à l’intérieur des limites d’exploitation sûre, comme la vérification des panneaux, les tâches courantes de l’opérateur, les essais du programme de fiabilité, l’échantillonnage chimique et les étalonnages.

Le programme de surveillance sert à détecter rapidement les situations de dégradation ou de vieillissement des SSC qui pourraient donner lieu à des conditions non sécuritaires.

Il convient de noter que d’autres programmes, tels que l’entretien et les inspections en service, ne font pas partie des activités d’essais et de surveillance.

Orientation

Le titulaire de permis devrait passer en revue les résultats des essais de surveillance afin d’établir s’il s’en dégage des tendances à long terme dénotant des détériorations.

Pour obtenir plus d’information, veuillez consulter les documents suivants :

• REGDOC 2.6.3, Gestion du vieillissement [23]
• REGDOC 2.6.1, Programmes de fiabilité pour les centrales nucléaires [24]
• REGDOC 2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires [20]
• au sujet du programme de surveillance des paramètres d’exploitation sûre, veuillez consulter :
• la norme CSA N290.15, Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires [25]
• la section 8.2, Programme de surveillance et d’essais, du présent REGDOC

3.3.1 Rondes de vérification

Exigences

Le titulaire de permis doit s’assurer que :

• les rondes et les tâches courantes de l’opérateur sont servent à concevoir l’équipement et à en évaluer l’état de l’équipement et de déceler les conditions anormales et les dangers
• les rondes et les tâches courantes de l’opérateur sont effectuées sur une base régulière de sorte que les conditions anormales et les dangers soient décelés conformément aux mesures de sûreté et de contrôle du titulaire de permis
• des mesures correctives sont appliquées lorsque des conditions anormales ou des dangers sont décelés

Orientation

Les rondes de vérification comprennent les visites de l’opérateur (qui s’inscrivent dans le programme de surveillance) et ses tâches courantes, de même que les inspections. Le titulaire de permis devrait s’assurer de ce qui suit :

• les rondes et les tâches courantes de l’opérateur ont préséance sur les fonctions qui ne sont pas liées à l’exploitation ou à la sûreté
• les rondes et les tâches courantes de l’opérateur comprennent l’enregistrement de toute modification apportée par les opérateurs sur le terrain pendant le quart de travail
• les résultats sont évalués, et font l’objet d’un suivi au besoin, au moyen de processus de détermination et de résolution des problèmes faisant partie du système de gestion
• une formation particulière est livrée au personnel de quart afin de voir à ce que celui-ci emploie des pratiques exemplaires lorsqu’il s’agit de déceler et de signaler des écarts

Le titulaire de permis devrait envisager de mettre en place de l’équipement de surveillance à distance, dans la mesure du possible, afin de s’assurer qu’une attention particulière est accordée aux zones éloignées des installations et aux pièces d’équipement qui sont difficiles d’accès. Voici quelques exemples de facteurs que le personnel de quart devrait noter pendant ses rondes de vérification :

• les détériorations de toute sorte de l’état du matériel, la corrosion, les fuites provenant d’un composant, l’accumulation de produits chimiques (par exemple, l’acide borique), les vibrations excessives, les bruits inhabituels, les étiquettes inadéquates, les corps étrangers et les défectuosités nécessitant un entretien ou d’autres mesures
• l’état de fonctionnement et d’étalonnage des appareils de mesure et d’enregistrement et des alarmes sur les panneaux locaux dans l’ensemble de l’installation, et leur capacité à être activés ou à enregistrer
• l’obtention de l’autorisation appropriée pour les modifications temporaires sur le terrain, ainsi que les conditions et l’étiquetage applicables (par exemple, la présence de brides pleines, l’ajout de boyaux ou de connexions temporaires, et des conducteurs hors circuit dans les panneaux arrière)
• les indications d’écart par rapport aux bonnes pratiques de tenue des lieux, par exemple :
• l’état des composants, des puisards, de l’isolation thermique et de la peinture
• les obstructions
• l’affichage de panneaux et de directives dans les salles
• la mise en place et l’état des barrières contre la vapeur (comme les portes de protection contre la vapeur, les grandes portes de baie ou les portes restreignant l’accès aux zones potentiellement dangereuses)
• les écarts par rapport aux règles dans les domaines suivants :
• travail dans les zones liées à la sûreté, par exemple les zones servant à la soudure
• le port d’équipement de protection individuelle
• les permis de travail sous rayonnements
• autres domaines relatifs à la radioprotection ou à la sécurité au travail
• les écarts par rapport aux règles de protection-incendie, par exemple :
• La détérioration des systèmes de protection-incendie et de l’état des portes coupe feu
• des accumulations de matières pouvant entraîner un risque d’incendie, comme du bois, du papier, des déchets et des fuites d’huile
• des problèmes de sécurité au travail, comme des fuites de liquide hydraulique résistant au feu, des pièces d’équipement dangereuses et des dangers pouvant provoquer une chute
• les écarts relatifs à d’autres dispositifs installés de protection de la sûreté, comme les mesures de protection contre les inondations, les contraintes sismiques et les composants non sécurisés qui pourraient être déplacés par inadvertance

Pour obtenir plus d’information, veuillez consulter le REGDOC 2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires [20].

3.3.2 Programme de mise à l’essai de l’exploitabilité pour les systèmes importants pour la sûreté

Exigences

• Le titulaire de permis doit élaborer et tenir à jour des dispositions sur la mise à l’essai de l’exploitabilité des systèmes importants pour la sûreté. Ces dispositions doivent faire état de ce qui suit :
• les exigences applicables aux essais de l’exploitabilité
• un processus pour déterminer si une pièce d’équipement est considérée comme en état de fonctionner, au moyen de critères d’acceptation ou de rejet clairs
• les niveaux acceptables de déficience et des stratégies de gestion des déficiences (y compris des mesures et des délais d’intervention)
• des directives concernant les conditions dans lesquelles un essai ne peut être exécuté
• le personnel d’exploitation responsable de la conduite des essais
• le personnel accrédité devant approuver les essais effectués

Le titulaire de permis doit veiller à ce que, s’il y a lieu, les résultats du programme de mise à l’essai soient communiqués au programme de fiabilité et à d’autres programmes applicables.

Orientation

• Voici quelques exemples de dispositions sur la mise à l’essai de l’exploitabilité :
• Des arrangements sont en place afin de s’assurer que seuls des outils dûment testés, étalonnés et autorisés sont utilisés.
• L’examen du personnel d’exploitation prévoit un essai post-entretien au cours d’une étape de planification, et l’examen est effectué de nouveau par le personnel de la salle de commande avant le début de l’essai.
• Des essais ponctuels sont effectués selon un processus officiel qui comprend des procédures étape par étape comme la situation l’exige dans le cas des essais courants.

3.3.3 Essais et développements peu fréquents et essentiels sur le plan de la sûreté

Exigences

Le titulaire de permis doit établir et mettre en œuvre un processus de gestion des essais et développements peu fréquents (EDPF) et des essais et développements spécialement conçus qui sont susceptibles de détériorer fortement la sûreté nucléaire ou radiologique ou bien la sécurité du public ou du personnel s’ils sont exécutés incorrectement.

• Le titulaire de permis doit s’assurer que le processus et sa documentation de mise en œuvre font état de ce qui suit :
• les évaluations requises
• les pouvoirs, responsabilités et obligations spécifiques des travailleurs concernés
• les procédures d’exécution des activités
• les risques, les précautions et les mesures à prendre si un problème survient au cours de l’essai
• la formation applicable, les répétitions, les points d’arrêt et les critères de retour à la normale pour la suspension de l’essai ou du développement de l’installation lorsque survient une situation imprévue
• la préparation, dont l’examen, l’approbation et les réunions de travail antérieures au développement
• les essais, les inspections et les réunions de travail postérieures aux activités

Le titulaire de permis doit s’assurer qu’aucune pièce d’équipement n’est utilisée d’une manière non conforme aux spécifications approuvées sans une justification, une préparation et une approbation adéquates. Si une activité ponctuelle doit être réalisée qui n’est pas couverte par les procédures d’exploitation existantes, le titulaire de permis doit veiller à ce qu’un examen de la sûreté spécifique soit mené et à ce qu’une procédure spéciale soit élaborée (sous réserve des avis et approbations applicables).

Orientation

Le gestionnaire des opérations devrait assurer une surveillance et demeurer au fait de l’état de l’installation au cours des essais spéciaux ou des EDPF.

Le titulaire de permis devrait s’assurer que le processus comprend l’envoi d’avis à la CCSN au sujet des EDPF et des essais spéciaux prévus avant l’exécution des essais.

4. Gestion de la réactivité du cœur et du combustible

4.1 Gestion de la réactivité du cœur

Exigences

Le titulaire de permis doit s’assurer que tous les développements de l’installation qui influent sur la réactivité sont contrôlés, sécuritaires et prudents de sorte que :

• l’installation continue de respecter le fondement d’autorisation
• l’optimisation de l’utilisation du combustible et la souplesse de l’exploitation du cœur ne compromettent pas la sûreté

Le titulaire de permis doit établir des mesures de gestion de la réactivité pour s’assurer que :

• les paramètres du cœur sont surveillés, analysés afin de dégager des tendances et évalués de sorte à détecter tout comportement anormal
• le rendement réel du cœur est en phase avec les exigences de conception du cœur

Le titulaire de permis doit s’assurer que les valeurs des paramètres d’exploitation clés sont enregistrées et conservées.

Orientation

Les mesures relatives à la réactivité du cœur devraient comprendre (entre autres) des procédures et des méthodes d’ingénierie qui permettent d’assurer :

• marge d’arrêt sûre
• une exploitation cadrant avec les hypothèses de l’analyse de la sûreté
• le respect des politiques, principes et procédures d’exploitation, ainsi que du fondement d’autorisation
• la réduction des difficultés liées au système d’arrêt du réacteur
• des distributions des puissances du cœur acceptables
• une exploitation cadrant avec les limites de conception du combustible (afin d’assurer l’intégrité de ce dernier)

4.2 Gestion du combustible

Exigences

Le titulaire de permis doit appliquer des spécifications de combustible et des procédures pour les tâches suivantes relatives à la gestion du combustible :

• approvisionnement, vérification, réception, comptabilité et contrôle
• entreposage dans une configuration sous-critique
• chargement, utilisation et transport
• contrôle des écarts par rapport aux procédures

Orientation

Pour obtenir de l’information sur la qualification du combustible, veuillez consulter le REGDOC 2.4.5, Sûreté du combustible nucléaire [26].

4.3 Manutention du combustible et des composants du cœur

Exigences

Le titulaire de permis doit établir des procédures de manutention du combustible pour assurer :

• le déplacement contrôlé du combustible usé et non usé et des composants du cœur
• un entreposage adéquat sur le site
• la préparation du transport depuis le site

Orientation

Le titulaire de permis devrait s’assurer de ce qui suit :

• Lorsque du combustible est déplacé depuis une zone d’entreposage, il est identifié et vérifié par rapport au programme approuvé de rechargement du combustible.
• Des arrangements sont en place pour s’assurer que le combustible a été chargé dans la position indiquée dans le cœur et correctement positionné.
• L’équipement servant au déplacement du combustible usé a été qualifié et testé avant d’être utilisé.
• Un système est en place pour tenir compte du stock de nucléides et de la chaleur de désintégration du combustible usé.

4.4 Intégrité du combustible

Exigences

Le titulaire de permis doit établir des dispositions pour assurer la surveillance de l’intégrité du combustible.

Orientation

Voici quelques exemples de mesures de surveillance de l’intégrité du combustible :

• examen et analyse de la radiochimie portant sur le gaz ou le liquide de refroidissement
• examen post-irradiation du combustible déchargé

Pour obtenir plus d’information, veuillez consulter les documents suivants :

• REGDOC 2.4.5, Sûreté du combustible nucléaire [26]
• REGDOC 2.6.4, Contrôle chimique [21]

4.5 Gestion de la criticité hors cœur pour les combustibles enrichis

Exigences

Le titulaire de permis doit s’assurer que toute manipulation du combustible enrichi est effectuée conformément aux dispositions de sûreté-criticité nucléaire.

Orientation

Pour obtenir de l’information sur la gestion de la sûreté-criticité nucléaire pour les installations disposant de matière fissile à l’extérieur de réacteurs nucléaires, veuillez consulter le REGDOC 2.4.3, Sûreté-criticité nucléaire [27].

5. Procédures d’exploitation

Exigences 

Le titulaire de permis doit établir une politique sur l’utilisation des procédures d’exploitation. Il doit veiller à ce que cette politique soit communiquée à tous les membres du personnel qui peuvent être concernés (par exemple, les opérateurs et le personnel d’exploitation, les ingénieurs et les représentants des analyses de la sûreté).

Le titulaire de permis doit s’assurer que les procédures d’exploitation sont rédigées de manière normalisée et font état des renseignements suivants :

• les limites de sûreté et les limites administratives internes pertinentes ainsi que les états de fonctionnement applicables
• les exigences pour l’alignement avec d’autres systèmes, et pour le démarrage et l’arrêt
• les dangers associés à l’application des procédures

Orientation

Les procédures d’exploitation devraient également faire état de ce qui suit :

• les alarmes
• les défaillances courantes et les façons de les résoudre
• les procédures temporaires
• le niveau d’approbation requis pour déroger à la procédure

Le titulaire de permis devrait catégoriser les procédures d’exploitation selon la manière dont elles sont appliquées.

Le titulaire de permis devrait s’assurer que les procédures sont compatibles avec l’environnement dans lequel elles seront utilisées. Les procédures devraient être validées dans la forme sous laquelle elles seront utilisées sur le terrain (format papier, listes de contrôle électroniques, etc.). Les valeurs prescrites dans les procédures devraient correspondre aux unités utilisées dans les instruments connexes dans la salle de commande, sur les panneaux de commande locaux ou pour l’équipement de l’installation.

Le titulaire de permis devrait s’assurer que les procédures, les dessins et les autres documents utilisés par le personnel d’exploitation – dans la salle de commande ou ailleurs dans l’installation – sont approuvés et autorisés conformément aux procédures du système de gestion. Ces documents devraient être contrôlés, examinés fréquemment, mis à jour rapidement suivant les besoins et maintenus en bon état. Les mises à jour devraient aussi inclure les résultats découlant de l’OPEX.

Les procédures d’exploitation sur incident devraient être clairement différenciées des autres procédures d’exploitation.

Pour obtenir plus d’information sur l’utilisation et le respect des procédures et sur le contrôle de la documentation, veuillez consulter la norme CSA N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [4].

5.1 Dispositifs d’assistance à l’opérateur

Exigences

Le titulaire de permis doit appliquer une politique d’exploitation claire visant à réduire au minimum l’utilisation de dispositifs d’assistance à l’opérateur et la mesure dans laquelle les opérateurs comptent sur ceux-ci.

Le titulaire de permis doit s’assurer que si des dispositifs d’assistance à l’opérateur sont utilisés, ceux-ci viennent en complément des procédures approuvées ou des modifications procédurales et ne s’y substituent pas.

Orientation

Parmi les dispositifs d’assistance à l’opérateur figurent les croquis, les notes manuscrites, les graphiques en courbes et les diagrammes, les instructions, les copies des procédures, les imprimés, les dessins, les étiquettes d’information et d’autres sources d’information qu’utilisent les opérateurs pour les aider à exécuter les fonctions qui leur sont assignées.

Si un dispositif d’assistance à l’opérateur devient un outil permanent de l’installation, il devrait être incorporé dans les procédures officielles.

5.2 Autorisation de travaux

Exigences

Le titulaire de permis doit s’assurer que les travaux effectués au sein d’une installation dotée de réacteurs, qui pourraient avoir une incidence sur les systèmes de réacteur ou les systèmes connexes, soient autorisés en fonction de leurs répercussions potentielles sur la sécurité des travailleurs, sur l’environnement et sur l’exploitation ou la sûreté de l’installation.

Le titulaire de permis doit établir un processus pour obtenir l’autorisation de réaliser des travaux en général ainsi que pour établir, approuver, fournir, accepter et remettre une autorisation de travaux.

Orientation

Le titulaire de permis devrait s’assurer de mettre en place un processus contrôlé pour le transfert d’information sur les travaux aux opérateurs et au personnel d’exploitation.

6. Rapports sur l’expérience d’exploitation et examen de l’expérience d’exploitation

Exigences

Le titulaire de permis doit établir un système de vérification et d’examen afin de s’assurer que le programme d’exploitation est mis en œuvre efficacement et que les « leçons retenues » sont consignées et communiquées de sorte que le rendement de l’installation en matière de sûreté s’améliore au fil du temps.

Orientation

Les « leçons retenues » devraient être enregistrées d’une manière qui facilite leur consultation lorsque des travaux de nature similaire sont prévus.

6.1 Surveillance de la conduite de l’exploitation et présentation de rapports sur la conduite de l’exploitation

Exigences

Le titulaire de permis doit inclure une autoévaluation comme partie intégrante du système de surveillance et d’examen. Il doit procéder à des autoévaluations systématiques afin de cerner les objectifs atteints et de remédier à toute détérioration du rendement en matière de sûreté.

Orientation

La rétroaction sur l’expérience d’exploitation non liée aux événements (p. ex. les bonnes pratiques observées, les leçons retenues présentées lors des comptes rendus après le travail) devrait être recueillie, analysée et diffusée.

Pour obtenir plus d’information sur la présentation de rapports, veuillez consulter le REGDOC 3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [28].

6.2 Indicateurs de rendement en matière d’exploitation

Exigences

Le titulaire de permis doit élaborer et utiliser des indicateurs de rendement mesurables appropriés qui :

• reflètent le rendement réel (c’est-à-dire des indicateurs tardifs)
• détectent rapidement un déclin du rendement (c’est-à-dire des indicateurs avancés)

Orientation

Les indicateurs de rendement mesurables devraient permettre aux opérateurs et au titulaire de permis d’avoir une idée générale du rendement global de l’installation dotée de réacteurs et de la tendance à cet égard au fil du temps.

Les événements de moindre importance et ceux évités de justesse devraient être signalés et examinés en profondeur en tant que signes précurseurs potentiels de la détérioration du rendement en matière de sûreté. Les événements anormaux importants pour la sûreté devraient faire l’objet d’une enquête en profondeur afin qu’on en établisse les causes directes et fondamentales.

Pour chaque indicateur de rendement, le titulaire de permis devrait indiquer :

• les objectifs de rendement
• les seuils de rendement acceptable
• la fréquence du suivi
• les défis crédibles
• les attentes quant au rétablissement en cas de rendement réduit
• les rôles et responsabilités du personnel d’exploitation

6.3 Rapports sur l’expérience d’exploitation

Exigences

Le titulaire de permis doit établir et mettre en œuvre un programme pour recueillir, classer, analyser, documenter et communiquer l’expérience d’exploitation (OPEX) au sein de l’installation, de même que pour établir les tendances qui se dégagent et présenter des rapports sur l’OPEX.

Le titulaire de permis doit favoriser une culture qui encourage et appuie le signalement de tous les événements qui se rapportent à la sûreté, notamment les suivants :

• les événements de moindre importance et ceux évités de justesse
• les problèmes potentiels liés à la défaillance de l’équipement
• les lacunes dans la performance humaine
• les manquements procéduraux
• les manques d’uniformité dans la documentation

6.4 Examen de l’expérience d’exploitation

Orientation

Il est important que les leçons pertinentes apprises d’autres industries soient prises en compte, s’il y a lieu. Le titulaire de permis devrait obtenir et évaluer les renseignements disponibles sur l’expérience d’exploitation pertinente dans d’autres installations dotées de réacteurs (y compris sur les événements de moindre importance et ceux évités de justesse) afin d’apprendre et d’incorporer des leçons.

Le titulaire de permis devrait participer à l’échange d’expérience au sein des cadres nationaux et internationaux concernant la rétroaction sur l’OPEX. Il devrait également tenir compte de la rétroaction sur l’OPEX découlant des activités d’entretien, comme le prévoit le REGDOC 2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires [20].

Lorsque la situation s’y prête, le titulaire de permis devrait maintenir une relation avec les organisations prenant part à la conception et à la construction de l’installation dotée de réacteurs (p. ex. les fabricants, les organismes de recherche et les concepteurs). L’objectif de cette relation est d’échanger de la rétroaction sur l’OPEX et d’obtenir des conseils en cas de défaillance de l’équipement ou d’événement anormal.

7. Gestion des arrêts

Pour les besoins du présent document d’application de la réglementation, la gestion des arrêts s’entend des processus de planification, d’ordonnancement et d’exécution des essais, des inspections, de l’entretien et des mesures correctives au cours de l’arrêt d’un réacteur, y compris les tâches de préparation de l’arrêt effectuées pendant l’exploitation ainsi que les arrêts pour réfection considérable.

Exigences

Le titulaire de permis doit établir des dispositions pour assurer l’efficacité du rendement, de la planification et du contrôle des activités de travail au cours d’un arrêt. Ces dispositions doivent préciser, au minimum, ce qui suit :

• les rôles, responsabilités et obligations en matière de gestion des arrêts
• la planification de l’arrêt et l’établissement de sa portée;
• le processus de redémarrage du réacteur, dont les vérifications préalables au redémarrage
• le processus de clôture d’un arrêt

Le titulaire de permis doit s’assurer que :

• la défense en profondeur et les marges de sûreté sont maintenues au cours d’un arrêt
• les éléments suivants sont incorporés à titre de parties essentielles des programmes d’arrêt et de la planification des arrêts : l’optimisation de la radioprotection; la santé et sécurité classiques; la réduction des déchets et le contrôle des risques chimiques
• les objectifs énoncés dans les deux premiers points de cette liste sont communiqués clairement à tous les travailleurs concernés de l’installation

Le titulaire de permis doit s’assurer que les dispositions sur la planification de la gestion des arrêts comprennent des dispositions qui concernent ce qui suit :

• les sources d’alimentation redondantes; les sources froides; la capacité de garantir l’intégrité du confinement; le refroidissement de la piscine de stockage (c’est-à-dire la piscine de combustible usé, épuisé ou irradié) si la conception en prévoit une; les activités de manutention du combustible; et l’interdépendance des systèmes importants pour la sûreté et des systèmes auxiliaires
• la conservation du contrôle des systèmes et des systèmes redondants qui sont nécessaires pour maintenir l’installation dans un état d’arrêt sûr

Le titulaire de permis doit s’assurer que :

• la réactivité du réacteur est contrôlée et surveillée en tout temps au cours de l’arrêt
• les garanties d’arrêt du réacteur (GAR) sont maintenues dans une configuration approuvée de sorte à assurer l’état d’arrêt garanti (EAG)

Orientation

Une partie considérable des activités d’entretien est effectuée lorsque l’installation est à l’arrêt. Cela dit, des travaux d’entretien peuvent être planifiés et exécutés dans un contexte d’exploitation en puissance pourvu qu’une défense en profondeur adéquate soit maintenue.

Le titulaire de permis devrait considérer les indicateurs de rendement comme faisant partie de ses dispositions sur la planification des arrêts.

Le titulaire de permis devrait s’assurer qu’une défense en profondeur adéquate est en place lors de la planification et de l’exécution des activités d’essai, d’entretien et de surveillance pendant un arrêt. Le titulaire de permis peut utiliser l’étude probabiliste de sûreté (EPS), y compris les outils de suivi du risque, pour évaluer et gérer les effets de l’indisponibilité des SSC et pour démontrer que le risque n’a pas augmenté de manière significative.

Pour obtenir plus d’information, veuillez consulter les documents suivants :

• REGDOC 2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires [20]
• IAEA, SSR 2/2 (Rev 1), Sûreté des centrales nucléaires : mise en service et exploitation [3]
• CSA N290.19, Processus décisionnel tenant compte du risque pour les centrales nucléaires [13]

7.1 Rôles et responsabilités

Orientation

Pour s’assurer que le risque associé à un arrêt est dûment géré, le titulaire de permis devrait :

• établir un lien entre le groupe chargé de l’exploitation et d’autres organismes de soutien, comme le service d’entretien
• s’assurer que le personnel d’exploitation participe à la coordination des activités liées à l’arrêt afin que la configuration appropriée de l’installation soit maintenue et que l’état de l’installation soit connu et communiqué à chaque quart de travail

7.2 Planification de l’arrêt et établissement de sa portée

Exigences

Le titulaire de permis doit s’assurer que le processus d’établissement de la portée de l’arrêt mentionne ce qui suit :

• le travail réglementaire (à savoir le travail exigé aux termes d’une norme ou d’un code cité en référence dans le permis)
• le travail que le titulaire de permis s’est engagé à réaliser, auprès de la CCSN, au cours de l’arrêt
• toutes les autres activités nécessitant une approbation réglementaire (cette approbation devant être obtenue avant le redémarrage du réacteur)
• les exigences en matière de production de rapports

Le titulaire de permis doit veiller à ce que :

• la portée de l’arrêt soit consignée et approuvée par la haute direction de l’installation
• les ressources des opérateurs soient disponibles pour appuyer la planification et l’exécution de l’arrêt
• des processus soient établis pour s’assurer qu’un effectif compétent et qualifié ainsi que l’équipement et le matériel requis seront disponibles pour l’arrêt prévu

Orientation

Au cours de la planification d’un arrêt, le titulaire de permis devrait tenir compte des arrêts antérieurs, des prochains arrêts prévus, des arrêts parallèles et des futurs arrêts. Parmi les points à prendre en compte, mentionnons à titre d’exemples les limites relatives à l’aptitude fonctionnelle des composants et, dans le cas d’une installation dotée de tranches multiples, la disponibilité du personnel et de l’équipement pour tous les quarts de travail.

Pour obtenir plus d’information sur :

• la planification, l’ordonnancement et l’exécution des activités d’entretien, veuillez consulter le REGDOC 2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires [20]
• les exigences en matière de production de rapports, veuillez consulter le REGDOC 3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [28]
• la gestion des ressources, veuillez consulter la norme CSA N286, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [4]

7.3 Indicateurs de rendement en matière d’arrêt

Exigences

Le titulaire de permis doit établir des indicateurs de rendement en matière de sûreté s’appliquant aux arrêts pour assurer la gestion de la sûreté au cours des arrêts ainsi qu’une surveillance appropriée des activités relatives aux arrêts.

Orientation

Pour obtenir plus d’information sur un programme de surveillance de la sûreté de l’exploitation, y compris une combinaison d’indicateurs de rendement avancés et tardifs, veuillez consulter la section 6, Rapports sur l’expérience d’exploitation et examen de l’expérience d’exploitation.

Pour obtenir des exemples d’indicateurs de rendement en matière de sûreté, veuillez consulter le REGDOC 3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [28].

7.4 Vérification préalable au redémarrage

Exigences

Le titulaire de permis doit évaluer tout travail qui entre dans la portée de l’arrêt, mais qui n’a pas encore été effectué afin d’en établir l’incidence sur la sûreté et l’aptitude fonctionnelle du réacteur et de ses systèmes.

Le titulaire de permis doit s’assurer qu’un processus est en place pour examiner les conditions et critères de redémarrage, ainsi que les pouvoirs décisionnels, avant le redémarrage du réacteur. Ce processus doit prévoir des mesures servant à vérifier que :

• la position de chaque composant essentiel pour la sûreté du réacteur et l’exploitation de la tranche est dans l’état requis
• une capacité adéquate d’extraction de la chaleur est disponible pour le niveau donné de puissance du réacteur
• un examen adéquat est réalisé et une approbation appropriée est obtenue avant la levée de toute garantie d’arrêt du réacteur et l’approche de la criticité; par exemple, une remise en service après une réfection peut nécessiter des approbations réglementaires additionnelles
• des ressources de soutien adéquates sont disponibles pour faciliter le redémarrage du réacteur; par exemple, le combustible et la physique, les technologues en chimie et les opérateurs
• le redémarrage prévu comprend tout point d’arrêt

Orientation

Si une mise à l’essai est nécessaire avant le redémarrage, le personnel d’exploitation devrait prendre en compte, de manière générale, l’exploitabilité et la fonction prévue du système dans son intégralité et ne devrait pas se concentrer uniquement sur l’exploitabilité des composants individuels.

Pour prendre connaissance des exigences liées aux vérifications et essais post-entretien (qui doivent être effectués avant la remise en service dans le cas des SSC ayant fait l’objet d’un entretien au cours d’un arrêt), veuillez consulter le REGDOC 2.6.2, Programmes d’entretien des centrales nucléaires [20].

7.5 Activités de clôture de l’arrêt

Exigences

Une fois le processus d’arrêt conclu, le titulaire de permis doit assurer la tenue des documents suivants :

• le rapport sommaire sur l’arrêt, lequel doit faire état des activités réalisées, reportées ou exclues de la portée
• la documentation sur les résultats de la vérification de l’aptitude fonctionnelle

Le titulaire de permis doit fournir ces documents à la CCSN suivant les besoins. Pour obtenir plus d’information, veuillez consulter le REGDOC 3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [28].

Orientation

Le titulaire de permis devrait également consigner les leçons retenues de l’arrêt et les possibilités d’amélioration.

8. Paramètres d’exploitation sûre

Les paramètres d’exploitation sûre (PES) représentent l’ensemble des limites et des conditions à l’intérieur desquelles une installation dotée de réacteurs doit être exploitée pour assurer la conformité à l’analyse de la sûreté présentée à l’appui du permis d’exploitation, et qui peuvent être surveillées par l’exploitant ou en son nom et contrôlées par lui [29].

Exigences

Le titulaire de permis doit, en tout temps, maintenir et exploiter l’installation dotée de réacteurs à l’intérieur des limites des PES.

Orientation

Pour obtenir de l’information sur les exigences générales relatives aux PES, veuillez consulter la norme CSA N290.15, Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires [25].

8.1 Limites et conditions d’exploitation

Exigences

Le titulaire de permis doit élaborer des limites et conditions d’exploitation (LCE) pour s’assurer que l’installation est exploitée conformément aux hypothèses et intentions de conception ainsi qu’au fondement d’autorisation.

Le titulaire de permis doit établir des LCE qui :

• maintiennent une défense en profondeur adéquate
• préservent les marges de sûreté
• préviennent les conditions pouvant mener à des incidents de fonctionnement prévus (IFP) ou à des conditions d’accident

Le titulaire de permis doit s’assurer que les LCE reflètent la conception approuvée et qu’elles reposent sur le fondement d’autorisation.

Le titulaire de permis doit s’assurer que les LCE :

• comprennent des exigences d’exploitation normale, y compris pour les arrêts du réacteur
• traitent des mesures que le personnel d’exploitation doit prendre et des limites que celui-ci doit respecter traitent de ce qui suit :
  • les limites de sûreté;
  • les paramètres limitatifs des systèmes de sûreté
  • les limites et conditions pour le mode d’exploitation normale
  • les exigences en matière de surveillance et de mise à l’essai
  • les énoncés d’intervention et niveaux d’approbation requis pour les écarts par rapport au mode d’exploitation normale
  • les IFP, y compris les états d’arrêt du réacteur
  • les configurations d’exploitation spécifiées, y compris les restrictions de fonctionnement en cas de non-disponibilité des SSC importants pour la sûreté

Le titulaire de permis doit passer en revue et réviser les LCE au besoin en fonction de l’expérience, des avancées technologiques, des mises à jour de l’analyse de la sûreté et des changements dans l’installation.

Le titulaire de permis doit soumettre les LCE à l’évaluation et à l’approbation de l’organisme de réglementation applicable (CCSN ou autorité provinciale) avant d’entamer l’exploitation.

Orientation

Le titulaire de permis devrait élaborer les LCE en se fondant sur l’analyse de la sûreté de l’installation et en utilisant l’analyse déterministe de la sûreté et l’étude probabiliste de sûreté (EPS) en complément, s’il y a lieu. Si une approche tenant compte du risque est utilisée, le titulaire de permis devrait suivre le processus décrit à la section 2.3.2 Prise de décision en matière d’exploitation du présent document d’application de la réglementation.

Le titulaire de permis ne devrait pas utiliser uniquement les résultats et les données de l’EPS, y compris les outils de suivi du risque, pour justifier des écarts temporaires par rapport aux LCE.

Le titulaire de permis peut utiliser les résultats et les données de l’EPS, y compris les outils de suivi du risque, pour évaluer l’incidence des configurations de l’installation qui entraînent une indisponibilité des SSC. Le titulaire de permis devrait évaluer et gérer le risque, avec des mesures compensatoires appropriées.

Pour obtenir plus d’information sur :

• l’analyse déterministe de la sûreté et la manière dont les LCE en découlent, veuillez consulter le REGDOC 2.4.1, Analyse déterministe de la sûreté [30]
• l’élaboration des LCE pour les nouvelles installations dotées de réacteurs, veuillez consulter le REGDOC 2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs [11]
• l’élaboration et l’application de LCE, veuillez consulter le document de l’AIEA SSG 70, Limites et conditions d’exploitation et procédures de conduite des centrales nucléaires [31]

8.2 Programme de surveillance et d’essais

Exigences

Le titulaire de permis doit établir et mettre en œuvre un programme de surveillance et d’essais pour assurer la conformité aux LCE. Le titulaire de permis doit veiller à ce que les résultats soient évalués, enregistrés et conservés.

Orientation

Pour obtenir une orientation sur le contenu d’un programme de surveillance, veuillez consulter :

• la section 3.3, Essais et surveillance
• la norme CSA N290.15, Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires [25]

8.3 Exploitation à l’intérieur des paramètres d’exploitation sûre

Exigences

Le titulaire de permis ne doit pas intentionnellement dépasser les LCE.

S’il y a dépassement des LCE, le titulaire de permis doit immédiatement prendre des mesures pour ramener l’installation dans les limites des analyses de la sûreté de manière sécuritaire.

Le titulaire de permis doit avoir en place des procédures qui traitent du retour de l’installation dans les limites des PES lorsqu’il est constaté que l’exploitation ne respecte plus les limites applicables (telles qu’elles sont définies dans les PES) et qui indiquent les mesures à prendre et les délais d’intervention applicables. Le titulaire de permis doit s’assurer que ces procédures incorporent l’importance pour la sûreté et la portée de l’incidence de la situation de non conformité.

Orientation

Pour tout cas de non-conformité aux PES, le titulaire de permis devrait consulter le REGDOC 3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [28], afin de déterminer si le cas doit être signalé à la CCSN.

8.4 Modifications aux paramètres d’exploitation sûre

Exigences

Le titulaire de permis doit établir un processus de signalement des modifications aux LCE, ce qui devra comprendre l’acceptation de ces modifications par l’organisme de réglementation le cas échéant, avant d’entamer l’exploitation selon les LCE modifiées.

En ce qui concerne des modifications neutres et prudentes, le titulaire de permis doit soumettre une notification écrite à la CCSN au moment de la mise en œuvre des LCE révisées.

Pour ce qui est des modifications qui ne sont pas prudentes ou qui ne vont pas clairement dans le sens de la sûreté, le titulaire de permis doit soumettre une notification écrite à la CCSN avant d’entamer l’exploitation selon les LCE modifiées.

Pour toutes les modifications du fondement d’autorisation qui ne vont pas clairement dans le sens de la sûreté, le titulaire de permis doit fournir à la CCSN des évaluations supplémentaires des effets afin de déterminer si l’approbation de la Commission est requise avant d’entamer l’exploitation selon les LCE modifiées.

Le titulaire de permis doit s’assurer que les PES sont assujettis à un processus de tenue à jour en fonction des modifications apportées à la conception de l’installation dotée de réacteurs, aux procédures d’exploitation, à l’analyse déterministe de la sûreté et aux exigences réglementaires applicables.

Orientation

Le titulaire de permis devrait également tenir compte de la rétroaction sur les événements opérationnels lorsqu’il s’agit d’apporter des modifications aux PES.

Le titulaire de permis devrait s’assurer que les modifications aux PES sont appliquées en temps utile. Pour obtenir de l’information sur les exigences générales et de l’orientation sur la modification des PES, veuillez consulter la norme CSA N290.15, Exigences relatives à l’enveloppe d’exploitation sûre des centrales nucléaires [25].

9. Intervention en cas de condition irrégulière

Sont rangés sous la rubrique des conditions irrégulières les incidents de fonctionnement prévus (IFP), les accidents de dimensionnement (AD), les conditions additionnelles de dimensionnement (CAD) et les autres perturbations susceptibles d’influer sur l’exploitation de l’installation.

Les interventions en cas de condition irrégulière font référence aux mesures prises aux fins suivantes :

• prévenir ou limiter les dommages
• prévenir ou atténuer les conséquences
• mettre l’installation dans un état sûr et stable
• les activités préparatoires nécessaires à la mise en œuvre des mesures de cette nature
• les mesures servant à établir si l’installation peut retourner en mode d’exploitation à la suite d’une condition irrégulière
• les mesures servant à établir si l’événement était une défaillance grave de système fonctionnel, et les étapes à suivre pour obtenir l’autorisation de redémarrer après une défaillance grave de système fonctionnel

Exigences

Le titulaire de permis doit consigner et mettre en œuvre des dispositions pour s’assurer que les mesures qui s’imposent sont prises afin de garantir une exploitation sûre en réponse à des situations qui donnent lieu, ou peuvent donner lieu, à des écarts par rapport aux limites et conditions d’exploitation normale.

Si un événement est considéré comme une défaillance grave de système fonctionnel, le titulaire de permis doit demander l’approbation du personnel de la CCSN avant de redémarrer l’installation dotée du réacteur. Pour de plus amples renseignements, voir la section 9.3, Retour à l’état d’exploitation sûre.

Orientation

Voici quelques exemples de situations qui donnent lieu, ou peuvent donner lieu, à des écarts par rapport aux limites et conditions d’exploitation normale :

• accidents de divers niveaux de gravité
• conditions météorologiques ou environnementales extrêmes
• perturbations sociales
• pandémies
• perturbations du réseau

9.1 Intervention en cas d’accident ou d’incident de fonctionnement prévu

Exigences

Le titulaire de permis doit élaborer des procédures et des lignes directrices relatives aux accidents et aux IFP, y compris les accidents plus graves qu’un accident de dimensionnement. Ces procédures et lignes directrices doivent faire état de ce qui suit :

• les rôles et responsabilités des personnes et des équipes
• les mesures et vérifications à exécuter depuis la salle de commande au début de l’événement
• les principaux défis en matière de sûreté
• les interventions à mener en cas d’événement, notamment :
  • les mesures préparatoires
  • le personnel et l’équipement (dont le nombre et les types) requis pour l’intervention
  • les mesures d’atténuation des conséquences

Orientation

Pour obtenir plus d’information sur les exigences générales s’appliquant à la gestion des accidents ainsi qu’à la préparation et à l’intervention relatives aux urgences, veuillez consulter les documents suivants :

• REGDOC 2.3.2, Gestion des accidents [32]
• REGDOC 2.10.1, Préparation et intervention relatives aux urgences nucléaires [33]

9.2 Continuité des activités dans le contexte d’un programme d’exploitation

La continuité des activités concerne la mesure dans laquelle une entité est prête à maintenir les fonctions essentielles pendant et après une urgence ou une perturbation. Voici quelques exemples de situations touchant à la continuité des activités : atteintes à la sécurité; catastrophes naturelles, pandémies et perturbations sociales (c’est-à-dire tout événement qui limite l’accès du personnel d’exploitation au site).

Exigences

Le titulaire de permis doit établir et mettre en œuvre des dispositions concernant la continuité des activités dans le contexte d’un programme d’exploitation. Ces dispositions doivent comprendre des mesures permettant d’assurer :

• la sécurité des travailleurs
• l’accès au site de l’installation
• la fiabilité de la chaîne d’approvisionnement
• l’exploitation continue en toute sûreté

Orientation

Le titulaire de permis peut mettre en place des dispositions concernant la continuité des activités dans le contexte d’un programme d’exploitation par l’entremise de la documentation sur la planification de la continuité des activités qui se trouve dans son système de gestion.

En ce qui a trait à l’accès au site de l’installation, le titulaire de permis devrait veiller à ce que des arrangements soient mis en place pour gérer les situations pouvant faire en sorte que le personnel de quart sortant aura de la difficulté à quitter le site ou que le personnel de quart entrant aura de la difficulté à entrer sur le site en temps voulu; par exemple, en cas de conditions météorologiques extrêmes. Ces arrangements devraient prévoir la capacité d’utiliser tous les moyens pratiques pour transporter le personnel vers le site et depuis le site, particulièrement les moyens de transporter le personnel de quart entrant vers le site.

Concernant les cas de conditions météorologiques extrêmes, le titulaire de permis devrait s’assurer qu’il existe des dispositions pour convoquer du personnel supplémentaire avant le début des conditions météorologiques extrêmes (afin que le personnel puisse se reposer à tour de rôle).

Pour obtenir plus d’information sur le maintien de l’effectif minimal, veuillez consulter le REGDOC 2.2.5, Effectif minimal [22].

9.3 Retour à l’état d’exploitation sûre

Exigences

Lorsque survient un événement au cours duquel les paramètres dévient des LCE en exploitation normale, le titulaire de permis doit s’assurer que des mesures et des décisions d’exploitation appropriées sont prises, conformément aux procédures applicables, pour ramener l’installation dans un état d’exploitation sûre.

À la suite de l’événement, le titulaire de permis doit :

• entreprendre un examen et une évaluation de l’événement (par exemple, en effectuant une analyse des causes fondamentales, au besoin) aux fins suivantes :
  • évaluer l’incidence sur l’équipement de l’installation, les travailleurs et l’environnement
  • déterminer si l’événement consiste en une défaillance grave de système fonctionnel
  • prendre les mesures correctives appropriées
  • consigner toute leçon retenue
• aviser l’organisme de réglementation applicable (CCSN ou autorité provinciale) conformément au système établi de rapports d’événement et aux exigences en matière de production de rapports applicables aux termes du REGDOC 3.1.1, Rapports à soumettre par les exploitants de centrales nucléaires [28]

Le titulaire de permis doit établir des conditions et des critères de redémarrage. Avant de redémarrer le réacteur, le titulaire de permis doit revalider l’aptitude fonctionnelle et les fonctions de sûreté qui ont pu être touchées par l’événement.

Lorsqu’un événement est considéré comme une défaillance grave de système fonctionnel ou lorsque la détermination de la cause ou de l’étendue de la condition est non concluante (en d’autres mots, une défaillance grave de système fonctionnel ne peut être exclue), le titulaire de permis doit soumettre une demande par écrit pour obtenir l’autorisation de redémarrer le réacteur.

Si plus d’une défaillance grave de système fonctionnel se produit au cours d’une période de trois (3) ans, le titulaire de permis doit soumettre un rapport à la Commission, et la Commission prendra une décision sur l’état de l’installation dotée de réacteurs.

Orientation

Parmi les mesures à prendre pour assurer le retour à un état sûr, mentionnons à titre d’exemples les inspections, les essais, et la réparation ou le remplacement de SSC endommagés.

La demande écrite pour obtenir l’autorisation de redémarrer le réacteur doit démontrer que l’installation demeure dans les limites de son fondement d’autorisation et qu’elle peut être exploitée en toute sûreté. Le rapport doit inclure :

• une description de l’événement
• les causes de l’événement
• les conséquences de l’événement et son importance pour la sûreté
• un plan de rétablissement comprenant la mise en œuvre de mesures correctives et une évaluation de l’aptitude fonctionnelle des SSC touchés par la défaillance
• des détails techniques et de mesures suffisants pour vérifier si l’installation est prête à reprendre l’exploitation sûre, y compris les conditions que le titulaire de permis entend imposer au redémarrage et l’exploitation ultérieure du réacteur pour garantir l’exploitation sûre de l’installation
• une description du degré d’achèvement des conditions mentionnées dans la déclaration sur l’état de préparation de l’installation relativement à la reprise de l’exploitation sûre
• si plus d’une défaillance grave de système fonctionnel s’est produite à l’installation dotée du réacteur, une analyse indiquant s’il s’agit d’événements indépendants ou présentant des points communs

Pour la définition des termes défaillance grave de système fonctionnel et défaillance importante du combustible, voir la section Glossaire de ce projet de document d’application de la réglementation; Pour la définition du terme rejet important (utilisé dans la définition de défaillance grave de système fonctionnel), consulter le REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN [29].

Glossaire

Les définitions des termes utilisés dans le présent document figurent dans le REGDOC 3.6, Glossaire de la CCSN, qui comprend des termes et des définitions tirés de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, de ses règlements d’application ainsi que des documents d’application de la réglementation et d’autres publications de la CCSN. Le REGDOC 3.6 est fourni à titre de référence et pour information.

Les termes suivants sont soit nouveaux, soit modifiés. À la suite de la consultation publique, la version définitive des termes et des définitions sera ajoutée à la prochaine version du REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN.

Composant à position garantie (CPG) [position assured component (PAC)] Un composant dont le réglage (position) doit être vérifié parce que, d’une part, un réglage (position) incorrect pourrait ne pas être détecté facilement pendant l’exploitation de l’installation au moyen de la surveillance des procédés ou de l’application des procédures d’exploitation et, d’autre part, parce que l’utilisation du composant par inadvertance pourrait entraîner des conséquences indésirables. Mentionnons à titre d’exemples les vannes, les disjoncteurs et les interrupteurs à main dans la salle de commande.

CPG [PAC] Voir composant à position garantie.

Défaillance grave de système fonctionnel (serious process failure) [la nouvelle définition remplace l’ancienne] Dans le contexte des installations nucléaire CANDU, une défaillance entraînant au dommage important au combustible ou à un rejet important de l’installation nucléaire ou qui pourrait entraîner au dommage important au combustible ou à un rejet important de l’installation nucléaire si aucun système spécial de sûreté n’intervient.Dans le contexte des rapports à soumettre pour les centrales nucléaires CANDU, une défaillance d’un processus d’une structure, d’un système ou d’un composant entraînant une défaillance systématique de combustible ou un rejet important de la centrale ou qui pourrait entraîner une défaillance systématique de combustible ou un rejet important de la centrale si aucun système de sûreté spécial n’intervient.

dommage important au combustible (significant fuel damage) Dommage au combustible causée par un événement ou une situation au cours de laquelle plus de un pour cent (> 1 %) du combustible ne respecte pas ses limites d’aptitude fonctionnelle.

Défaillance systématique du combustible (systematic fuel failure) Combustible sans défaut avant un événement donné qui, par suite de l’événement, subit une défaillance ou dépasse les critères d’intégrité du combustible définis dans les documents contrôlés ou les documents de permis.

Essais et développements peu fréquents (EDPF) [infrequently performed test or evolution (IPTE)] Les mesures appliquées avant d’entreprendre une activité planifiée qui n’est pas réalisée couramment. Il peut notamment s’agir de développements complexes comme l’échauffement de l’installation, le démarrage/l’arrêt, les essais physiques, le refroidissement et le rechargement de combustible.

EDPF [IPTE] Voir essais et développements peu fréquents.

Garantie d’arrêt du réacteur (GAR) [reactor shutdown guarantee (RSG)] Des mesures administratives qui sont en place pour prévenir un retrait net de la réactivité négative en cas de défaillance d’un système fonctionnel au cours d’un état d’arrêt garanti. Voir aussi état d’arrêt garanti.

GAR [RSG] Voir garantie d’arrêt du réacteur.

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