Rapport de 2013 du personnel de la CCSN sur le rendement des installations de traitement de 'uranium et des substances nucléaires
Table des matières
- Sommaire
- 1. Survol
- 2. Partie I : Installations de traitement de l’uranium
- 3. Partie II : Installations de traitement des substances nucléaires
- Glossaire
- Annexe A : Cadre des domaines de sûreté et de réglementation
- Annexe B : Méthode d’attribution et définition des cotes
- Annexe C : Tendances relatives aux cotes des domaines de sûreté et de réglementation
- Annexe D : Garanties financières
- Annexe E : Données sur les doses reçues par les travailleurs
- Annexe F : Données environnementales
- Annexe G : Déversements à déclaration obligatoire survenus en 2013
- Annexe H : Incidents entraînant une perte de temps en 2013
- Annexe I : Liens aux sites web des titulaires de permis
- Annexe J : Abréviations
- Annexe K : Modifications importantes apportées au permis et aux manuels des conditions de permis
Sommaire
Intitulé Rapport de 2013 du personnel de la CCSN sur le rendement des installations de traitement de l'uranium et des substances nucléaires, ce document à l'intention des commissaires (CMD) traite de la conduite de l'exploitation des installations de traitement de l'uranium et des substances nucléaires réglementées par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). Son contenu couvre l'année civile 2013 et, s'il y a lieu, présente des tendances et des comparaisons avec les années précédentes.
Le rapport est axé sur les trois domaines de sûreté et de réglementation (DSR) que sont la radioprotection, la protection de l'environnement et la santé et la sécurité classiques, lesquels abordent les indicateurs clés de rendement de ces installations. Le rapport traite par ailleurs des programmes d'information publique, des cotes attribuées aux 14 DSR, des événements à déclaration obligatoire, des modifications majeures apportées aux installations et des secteurs d'intérêt accru en matière de réglementation.
Il ressort des évaluations réalisées par le personnel de la CCSN que les installations de traitement de l'uranium et des substances nucléaires au Canada ont été exploitées de manière sûre en 2013. Cette conclusion se fonde sur l'évaluation des activités des titulaires de permis, dont les inspections de site, l'examen des rapports soumis par les titulaires, l'examen et le suivi des événements et des incidents, les communications générales et les échanges d'information avec les titulaires de permis.
Le rapport de 2013 comprend une section d'introduction sur les limites de dose, les limites de rejets et les seuils d'intervention. Cette section fournit de l'information sur les seuils d'intervention et sur la façon dont la CCSN s'en sert pour veiller à ce que les limites autorisées et les limites de doses ne soient pas dépassées.
Le personnel de la CCSN conclut que, en 2013, chaque installation réglementée évoquée dans ce rapport a satisfait aux attentes en matière de rendement à l'égard de la santé, de la sûreté et de la sécurité des personnes, de la protection de l'environnement et du respect des obligations internationales du Canada.
1. Survol
1.1 Contexte
Le Rapport de 2013 du personnel de la CCSN sur le rendement des installations de traitement de l'uranium et des substances nucléaires résume l'évaluation réalisée par le personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) du rendement en matière de sûreté des :
- installations de traitement de l'uranium
- installations de traitement des substances nucléaires
L'évaluation tient compte des exigences de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires(LSRN) et de ses règlements d'application, des permis délivrés aux installations, des normes en vigueur et des documents d'application de la réglementation.
Le rapport expose les aspects de la réglementation sur lesquels le personnel de la CCSN se concentre, dont les exigences réglementaires et les attentes dans certains domaines, et fait état des événements importants, des modifications apportées au permis, des grands développements et du rendement global. Il renferme aussi des données sur le rendement dans les domaines de sûreté et de réglementation (DSR) que sont la radioprotection, la protection de l'environnement, et la santé et la sécurité classiques.
Le rapport est structuré selon les secteurs d'activité, soit les installations de traitement de l'uranium et les installations de traitement des substances nucléaires. Il porte sur l'année civile 2013 et présente, au besoin, des comparaisons avec les années précédentes.
1.2 Activités de réglementation de la CCSN
Son mandat appelle la CCSN à réglementer les installations canadiennes de traitement de l'uranium et des substances nucléaires, afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité des Canadiens, de protéger l'environnement, de respecter les engagements internationaux du Canada à l'égard de l'utilisation pacifique de l'énergie nucléaire et d'informer objectivement le public sur les plans scientifique ou technique ou en ce qui concerne la réglementation du domaine de l'énergie nucléaire. La CCSN réglemente ces installations au moyen de la délivrance de permis, de la production de rapports, d'activités de vérification et de mesures d'application. À chaque installation, le personnel de la CCSN inspecte, évalue et examine les programmes, processus et rapports sur le rendement en matière de sûreté des titulaires de permis.
Le personnel de la CCSN dresse des plans de conformité pour chaque installation en fonction d'une surveillance réglementaire axée sur le risque appliquée aux activités des installations. Les plans de conformité sont continuellement modifiés en fonction des événements, des modifications apportées aux installations et des variations du rendement des titulaires de permis.
Les inspections menées en 2013 ont porté sur divers aspects de nombreux DSR, en appliquant aux activités de vérification de la conformité une approche axée sur le risque qui correspond au risque que posent les installations concernées. La CCSN a réalisé 23 inspections aux installations de traitement de l'uranium et des substances nucléaires. Même si certaines inspections portaient sur des DSR particuliers, les inspecteurs se sont efforcés de toujours aborder des aspects de la radioprotection, de la protection de l'environnement et de la santé et la sécurité classiques. Cela visait à toujours faire en sorte que :
- les mesures de radioprotection sont efficaces et que les doses de rayonnement reçues par les travailleurs demeurent au niveau le plus bas qu'il soit raisonnablement possible d'atteindre (principe ALARA)
- les programmes de protection de l'environnement sont efficaces et les rejets restent conformes au principe ALARA
- les programmes de santé et de sécurité classiques continuent de protéger les travailleurs contre les blessures et les accidents
De plus, le personnel de la CCSN vérifie la conformité au moyen de l'examen documentaire des rapports et des programmes des titulaires de permis, ainsi que de réunions, de présentations et de visites des installations.
1.3 Activités de réglementation de l'agence internationale de l'énergie atomique
Les accords de garanties signés entre le Canada et l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) jettent les bases des activités que l'AIEA peut réaliser au Canada et de l'appui que le Canada est tenu de lui apporter pour celles-ci.
Les garanties s'appliquent à toutes les matières nucléaires au Canada, soit l'uranium, le plutonium et le thorium, mais excluent les minerais et autres formes impures. Par conséquent, les installations ou emplacements contrôlés au Canada ne font référence qu'aux endroits où l'une ou l'autre de ces matières est présente. La plupart des efforts liés aux garanties se concentrent sur les grandes installations, comme les installations de traitement de l'uranium, les centrales nucléaires et leurs aires de stockage à sec, ainsi que les installations de recherche.
L'AIEA procède à des inspections liées aux garanties. À toutes les installations assujetties aux garanties, il faut réaliser un inventaire physique pour quantifier toutes les matières sur le site. L'AIEA vérifie par la suite l'inventaire en procédant à une vérification matérielle. Ces inspections sont intensives, puisqu'elles consistent à vérifier minutieusement toutes les matières sur le site.
Par ailleurs, l'AIEA effectue des inspections à court délai de préavis de certains mouvements ou inventaires (comme les matières devant être expédiées outre-mer). Ce sont là des inspections aléatoires à court préavis.
Enfin, l'AIEA procède à des inspections prévues avant l'expédition de matières historiques à l'installation de conversion de Port Hope (ICPH). Habituellement, l'AIEA inspecte l'ICPH avant l'envoi.
En 2013, l'AIEA a réalisé les inspections suivantes aux installations de traitement de l'uranium et des substances nucléaires :
- Raffinerie de Blind River
- deux prises d'inventaire physique
- trois inspections aléatoires à court préavis
- Installation de conversion de Port Hope
- deux inspections aléatoires à court préavis
- trois inspections préalables à l'expédition de matières historiques
- Cameco Fuel Manufacturing Inc.
- une inspection aléatoire à court préavis
- GEH-C de Peterborough/Toronto
- une prise d'inventaire physique
- deux inspections aléatoires à court préavis
- Nordion (Canada) Inc.
- aucune inspection
1.4 Mise à jour sur le plan d'action intégré de la CCSN : leçons tirées de l'accident de Fukushima
Le personnel de la CCSN a précédemment informé la Commission des plans d'action de la CCSN relativement à Fukushima. Les mises à jour suivantes ont été présentées en octobre 2012 et en août 2013 :
- CMD 12-M56 – Mise à jour sur le Plan d'action de la CCSN : Leçons tirées de l'accident de Fukushima, octobre 2012
- CMD 13-M34 – Mise à jour sur le Plan d'action intégré de la CCSN : Leçons tirées de l'accident de Fukushima, août 2013
- De ces présentations, la Commission a appris que les titulaires de permis d'installations de traitement de l'uranium et de substances nucléaires devaient revoir les dossiers de sûreté de leurs installations, et rendre compte des mesures à court et à long terme inscrites dans leurs plans de mise en œuvre pour remédier aux lacunes soulevées.
En conséquence, les titulaires de permis ont mis au point des mesures d'amélioration propres à leurs installations, en se fondant sur les dangers présents à leurs installations et sur les caractéristiques des sites, dans le but d'observer la recommandation visant à renforcer la défense en profondeur.
Les titulaires de permis d'installations de traitement de l'uranium et de substances nucléaires ont mis en œuvre toutes leurs mesures d'amélioration, dont les deux suivantes qui étaient en cours lors de la dernière mise à jour présentée à la Commission :
- réévaluation des modèles d'inondation de la raffinerie de Blind River
- évaluation des pièces de rechange essentielles au moyen du programme de fiabilité opérationnelle de l'installation de conversion de Port Hope
Le personnel de la CCSN estime que toutes les installations de traitement de l'uranium et des substances nucléaires ont appliqué les mesures d'amélioration propres à leurs installations, afin de mettre en pratique les leçons tirées de l'accident de Fukushima.
1.5 Limites autorisées et seuils d'intervention
Le personnel de la CCSN se sert des limites de dose, des limites de rejets et des seuils d'intervention pour préserver la santé et la sécurité des travailleurs, de la population et protéger l'environnement, et voir à ce que les titulaires de permis gèrent bien leurs programmes de radioprotection et de protection de l'environnement.
Les articles 13, 14 et 15 du Règlement sur la radioprotection (RRP) précisent les limites de doses réglementaires qui visent à limiter les doses de rayonnement des travailleurs et de la population à des niveaux jugés sécuritaires. Ces limites de dose suivent les recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR), qui se compose de quelques-uns des plus grands chercheurs au monde et d'autres professionnels du domaine de la radioprotection.
Tout dépassement de la limite de dose constitue une violation du RRP et déclenche des mesures spécifiques stipulées à l'article 16 du RRP. Ces mesures consistent à communiquer immédiatement la dose à la personne touchée et à la Commission, à soustraire la personne de tout travail qui l'exposerait encore davantage, à mener des enquêtes pour déterminer l'importance de la dose et les causes de l'exposition, et à prendre des mesures pour empêcher que l'événement ne se reproduise. Conformément à l'article 17 du RRP, il faut aussi obtenir de la Commission ou d'un fonctionnaire désigné l'autorisation de reprendre le travail après le dépassement d'une limite de dose.
La CCSN fixe des limites de rejet aux quantités, débits et concentrations de polluants rejetés par des sources ponctuelles (c.-à-d., sortie d'un tuyau ou cheminée) dans les eaux de surface ou dans l'atmosphère, afin de protéger l'environnement et la population et d'encourager un développement durable.
Les limites de rejet indiquées dans le permis ou le manuel des conditions de permis peuvent se fonder sur la technologie ou sur les risques. Les limites technologiques s'inspirent des niveaux qu'il est possible d'atteindre à l'aide des techniques ou pratiques de prévention de la pollution. Les limites fondées sur le risque sont établies par la modélisation de niveaux qui, à un site particulier, devraient permettre le respect de critères précis dans l'environnement récepteur, et sont réputés sécuritaires pour l'environnement et la population. Le dépassement d'une limite de rejet constitue une violation des conditions du permis et entraîne une mesure d'application de la CCSN.
Les seuils d'intervention sont un outil utilisé pour veiller à ce que les titulaires de permis exploitent leur installation convenablement et en respectant leurs programmes approuvés de radioprotection et de protection de l'environnement, ainsi que les paramètres conceptuels et opérationnels de leurs systèmes de traitement des eaux usées et de contrôle de la pollution atmosphérique. À cet égard, l'utilisation de seuils d'intervention sert aussi de système d'avertissement précoce, de sorte que les titulaires de permis surveillent minutieusement leurs activités et leur rendement pour ne pas excéder les limites de dose de rayonnement et les limites de rejet. Il y a des seuils d'intervention qui assurent la radioprotection, tandis que d'autres protègent l'environnement.
Dans le RRP, le seuil d'intervention s'entend d'une « dose de rayonnement déterminée ou de tout autre paramètre qui, lorsqu'il est atteint, peut dénoter une perte de contrôle d'une partie du programme de radioprotection du titulaire de permis et rend nécessaire la prise de mesures particulières ». Le Règlement sur les mines et les usines de concentration d'uranium fournit une définition semblable quoique légèrement modifiée des seuils d'intervention, afin d'y intégrer la protection de l'environnement. Les seuils d'intervention pour la protection de l'environnement figurent aussi dans les permis de traitement de l'uranium et des substances nucléaires.
Les seuils d'intervention sont des paramètres propres à chaque site et choisis parce qu'ils fournissent des indicateurs efficaces en cas de perte de contrôle; ils se situent habituellement près des limites supérieures de la plage de fonctionnement normale. Par conséquent, l'atteinte d'un seuil d'intervention n'équivaut pas à une non-conformité à la réglementation ni à une violation, et elle n'entraîne pas nécessairement un résultat négatif. À titre d'indicateurs de rendement, les seuils d'intervention peuvent être révisés pour bien représenter les modifications apportées au fonctionnement de l'installation.
La liste suivante fournit des exemples de paramètres utilisés pour les seuils d'intervention :
- l'importance de la dose reçue par une personne (depuis des sources externes et/ou internes de rayonnement). Il n'est pas rare de voir à la fois des seuils d'intervention annuels (établis à une petite fraction de la limite de dose annuelle) et quotidiens
- les seuils de contamination de surface (p. ex. radioactivité par unité de surface)
- le débit ou la concentration des rejets de substances nucléaires et dangereuses dans l'environnement
L'atteinte d'un seuil d'intervention amorce une surveillance accrue de la part du titulaire de permis et de la CCSN. Lorsqu'un seuil d'intervention est atteint, des mesures particulières doivent être prises conformément au paragraphe 6(2) du RRPou aux conditions du permis. Si un titulaire de permis constate le dépassement d'un seuil d'intervention, il doit prendre les mesures suivantes :
- mener une enquête pour en établir la cause
- dégager et prendre des mesures pour rétablir l'efficacité du programme de radioprotection ou de protection de l'environnement
- aviser la Commission dans le délai prévu dans le permis
Même si l'atteinte d'un seuil d'intervention ne constitue pas une violation d'une condition du permis ou du RRP, le défaut de s'acquitter de l'obligation de produire un rapport de suivi et de mener une enquête porterait atteinte au RRP et/ou à une condition du permis délivré par la CCSN.
En résumé, il est important de comprendre la différence entre les limites de dose de rayonnement, les limites de rejet et les seuils d'intervention :
- les limites de dose de rayonnement limitent à un niveau sécuritaire la dose reçue par les travailleurs et la population
- les limites de rejet restreignent la quantité de substances nucléaires et dangereuses rejetées dans l'environnement (pour protéger la population et l'environnement, et encourager un développement durable)
- les seuils d'intervention fournissent la garantie que les limites de dose et de rejet ne seront pas dépassées, en signalant rapidement la perte possible de contrôle d'une partie du programme de protection de l'environnement ou de radioprotection. Les seuils d'intervention forcent aussi les titulaires de permis à exercer un contrôle adéquat de leur installation en se fondant sur la conception approuvée de leur installation, leurs programmes de protection de l'environnement et leurs programmes de radioprotection
2. Partie I : Installations de traitement de l'uranium
2.1 Survol
La première partie de ce rapport s'intéresse aux cinq installations de traitement de l'uranium présentes au Canada, soit :
- la raffinerie de Blind River (RBR) de Cameco Corporation (Cameco)
- l'installation de conversion de Port Hope (ICPH) de Cameco Corporation (Cameco)
- Cameco Fuel Manufacturing Inc. (CFM)
- l'installation de GE Hitachi Nuclear Energy Canada Inc. (GEH-C) à Peterborough
- l'installation de GE Hitachi Nuclear Energy Canada Inc. (GEH-C) à Toronto.
- Les trois installations de Cameco sont exploitées en vertu de permis d'exploitation distincts délivrés en mars 2012. Les permis de la raffinerie de Blind River et de Cameco Fuel Manufacturing Inc. expirent en février 2022, tandis que celui de l'installation de conversion de Port Hope arrive à échéance en février 2017.
- Les deux installations de GEH-C sont exploitées aux termes d'un permis combiné (délivré en janvier 2011 et valide jusqu'en décembre 2020). Les cinq installations sont situées en Ontario (voir la figure 2-1).
Le texte complémentaire
Cette carte présente l'emplacement des installations de traitement de l'uranium en Ontario, Canada : raffinerie de Blind River de Cameco, installation de GEH-C à Toronto, installation de GEH-C à Peterborough, installation de conversion de Port Hope de Cameco et installation de fabrication de combustible de Cameco (Cameco Fuel Manufacturing Inc.)
Le personnel de la CCSN applique une approche axée sur le risque pour la surveillance de la conformité de ces installations, en se fondant sur le risque que posent leurs types d'activités et les dangers qu'ils représentent. Le niveau de risque de ces installations est pris en compte dans l'élaboration du programme de vérification de la conformité et influence la fréquence des inspections des domaines de sûreté et de réglementation (DSR).
En 2013, le personnel de la CCSN a effectué 18 inspections de la conformité aux cinq installations de traitement de l'uranium. Toutes les constatations ont été communiquées aux titulaires de permis dans un rapport d'inspection détaillé. Toute mesure d'application découlant des constatations est enregistrée dans la Banque d'information réglementaire de la CCSN, afin de s'assurer que les titulaires de permis y donnent suite convenablement.
Toutes les mesures d'application cernées au cours de ces inspections ont été ou sont appliquées par les titulaires de permis.
Chacune des cinq installations de traitement de l'uranium doit, comme l'exige son permis d'exploitation, soumettre un rapport annuel de conformité au plus tard le 31 mars. Ce rapport renferme des données sur le rendement de chaque installation, y compris les volumes annuels de production, les améliorations apportées aux programmes dans tous les DSR et des détails sur le rendement en matière de protection de l'environnement, de radioprotection et de sûreté, sans oublier les événements et mesures correctives connexes.
Le personnel de la CCSN examine tous les rapports dans le cadre de ses activités régulières de surveillance de la conformité réglementaire, afin de vérifier que les titulaires de permis respectent leurs exigences réglementaires et exploitent leurs installations de manière sécuritaire. Les versions complètes de ces rapports peuvent être consultées dans les sites Web des titulaires de permis :
- Raffinerie de Blind River de Cameco
cameco.com/fuel_services/blind_river_refinery/(en anglais seulement) - Installation de conversion de Port Hope de Cameco
cameco.com/fuel_services/port_hope_conversion/(en anglais seulement) - Cameco Fuel Manufacturing Inc.
cameco.com/fuel_services/fuel_manufacturing/(en anglais seulement) - GE Hitachi Nuclear Energy Canada
geh-canada.ca(en anglais seulement)
Pour compiler les cotes de rendement des installations de traitement de l'uranium en 2013, qui sont présentées au tableau 2-1, le personnel de la CCSN s'est servi des rapports annuels de conformité, des révisions apportées aux programmes des titulaires de permis, des mesures adoptées par les titulaires de permis à la suite d'événements et d'incidents et des observations recueillies sur le terrain au cours des inspections.
En 2013, le personnel de la CCSN a attribué la cote « Satisfaisant » aux différents DSR des installations de traitement de l'uranium, sauf au DSR Protection de l'environnement de GEH-C qui a été coté « Entièrement satisfaisant », et au DSR Santé et sécurité classiques de la raffinerie de Blind River de Cameco, qui a obtenu la cote « Entièrement satisfaisant ». L'annexe C présente les cotes accordées à chaque installation de 2009 à 2013.
| Domaine de sûreté et de réglementation | Raffinerie de Blind River | Installation de conversion de Port Hope | Cameco Fuel Manufacturing | GEH-C de Toronto et Peterborough |
|---|---|---|---|---|
| Système de gestion | SA | SA | SA | SA |
| Gestion de la performance humaine | SA | SA | SA | SA |
| Conduite de l'exploitation | SA | SA | SA | SA |
| Analyse de la sûreté | SA | SA | SA | SA |
| Conception matérielle | SA | SA | SA | SA |
| Aptitude fonctionnelle | SA | SA | SA | SA |
| Radioprotection | SA | SA | SA | SA |
| Santé et sécurité classiques | ES | SA | SA | SA |
| Protection de l'environnement | SA | SA | SA | ES |
| Gestion des urgences et protection-incendie | SA | SA | SA | SA |
| Gestion des déchets | SA | SA | SA | SA |
| Sécurité | SA | SA | SA | SA |
| Garanties et non-prolifération | SA | SA | SA | SA |
| Emballage et transport | SA | SA | SA | SA |
2.1.1 Radioprotection
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » du DSR Radioprotection attribuée aux cinq installations de traitement de l'uranium.
Le RRPexige que les titulaires de permis instaurent un programme de radioprotection qui maintient les doses de rayonnement au niveau ALARA, tout en tenant compte de facteurs socio-économiques.
Le RRP exige également des titulaires de permis qu'ils déterminent les doses découlant de leurs activités autorisées, soit la « dose efficace » et la « dose équivalente ». La dose efficace correspond à la somme de toutes les expositions internes et externes du corps en entier aux rayonnements. La dose équivalente est une mesure de la dose à laquelle un tissu ou un organe est exposé (comme la peau, les extrémités et le cristallin).
La CCSN s'est servie de plusieurs méthodes pour évaluer le programme de radioprotection de chaque titulaire de permis, dont des examens documentaires, des inspections des installations et l'examen des rapports de conformité des titulaires de permis.
La radioexposition des travailleurs des installations de traitement de l'uranium provient principalement de l'exposition interne (inhalation) et externe (corps en entier et extrémités) à l'uranium naturel. Chaque installation recourt aux services d'un fournisseur de service de dosimétrie autorisé pour mesurer et surveiller la dose résultant des expositions externes. Les doses externes d'exposition du corps entier sont déterminées à l'aide d'un dispositif de surveillance des doses, comme un dosimètre thermoluminescent (DTL) ou un dosimètre à luminescence stimulée optiquement.
La figure 2-2 présente les doses efficaces maximales et moyennes des installations de traitement de l'uranium. L'exposition maximale pour toutes les installations se situait entre 6,6 mSv et 12,1 mSv, ce qui est bien en deçà de la limite réglementaire de 50 mSv/an.
Le texte complémentaire
| Installation | Dose efficace individuelle maximale 2013 (mSv/an) | Dose efficace individuelle moyenne 2013 (mSv/an) |
|---|---|---|
| *Limite réglementaire pour la dose efficace : 50 mSv/an | ||
| Raffinerie de Blind River | 12,1 | 3,3 |
| Installation de conversion de Port Hope | 6,6 | 0,7 |
| Installation Cameco Fuel Manufacturing Inc. | 8,6 | 0,7 |
| GE Hitachi Canada à Peterborough | 8,0 | 1,5 |
| GE Hitachi Canada à Toronto | 7,8 | 1,4 |
En 2013, aucune installation de traitement de l'uranium n'a fait état d'une radioexposition supérieure aux limites de dose réglementaires.
Chaque installation réalise un type de travail unique; elle doit donc adapter son programme de radioprotection aux dangers que posent les processus de manipulation de l'uranium qu'elle utilise. À titre d'exemple, dans les installations où les travailleurs risquent d'entrer en contact direct avec des produits de l'uranium, la dose aux extrémités peut être mesurée à la main du travailleur à l'aide d'une bague dosimétrique.
Les doses efficaces reçues annuellement par les travailleurs du secteur nucléaire sont fonction d'un environnement de travail complexe et particulier. Une comparaison directe des doses efficaces entre les installations ne fournit donc pas nécessairement une mesure appropriée de l'efficacité d'un programme de radioprotection. Cependant, l'exigence de la CCSN d'appliquer le principe ALARA a toujours assuré le maintien des doses à des niveaux nettement inférieurs aux limites réglementaires. À la lumière de l'examen des données sur les doses présentées plus tôt, le personnel de la CCSN estime que tous les titulaires de permis de traitement de l'uranium maintiennent les doses de rayonnement à des niveaux inférieurs aux limites de dose réglementaires imposées par la CCSN, conformément au principe ALARA. L'annexe E présente les doses de rayonnement reçues par les travailleurs à ces installations, et établit la liste des limites réglementaires de chacune des installations.
Dose estimative reçue par la population
La dose maximale reçue par la population découlant des activités autorisées de chacune des installations de traitement de l'uranium est calculée à partir des résultats de la surveillance des émissions atmosphériques, des effluents liquides rejetés et du contrôle du rayonnement gamma aux limites des installations. Les exigences de la CCSN quant à l'application du principe ALARA amènent les titulaires de permis à surveiller leurs installations et à prendre des mesures correctives chaque fois que des seuils d'intervention sont franchis.
Le tableau 2-2 compare les doses potentiellement reçues par la population, de 2009 à 2013, pour les cinq installations.
| Installation | Année | Limite réglementaire | ||||
|---|---|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | ||
| Raffinerie de Blind River | <0,001 | 0,006 | 0,006 | 0,012 | 0,012 | 1 mSv/an |
| Installation de conversion de Port Hope | 0,034 | 0,019 | 0,019 | 0,029 | 0,021 | |
| Cameco Fuel Manufacturing | 0,002 | 0,008 | 0,042 | 0,031 | 0,013 | |
| GEH-C de Toronto | *0,00085 | *0,00109 | *0,00062 | 0,0008 | 0,0003 | |
| GEH-C de Peterborough | *<0,00001 | *<0,00001 | *<0,00001 | <0,001 | <0,001 | |
Les doses estimatives à la population provenant de toutes les installations de traitement de l'uranium demeurent faibles et bien en deçà de la limite de dose réglementaire annuelle pour le public de 1 mSv.
2.1.2 Protection de l'environnement
Le DSR Protection de l'environnement englobe les programmes de détection et de surveillance de tous les rejets de substances radioactives et dangereuses résultant des activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l'environnement. Les titulaires de permis sont tenus d'élaborer et de mettre en œuvre des politiques, des programmes et des procédures qui respectent toutes les exigences réglementaires fédérales et provinciales en vigueur, de contrôler les rejets de substances radioactives et dangereuses dans l'environnement et de protéger l'environnement.
Les titulaires de permis doivent également disposer d'un personnel convenablement formé et qualifié pour élaborer, exécuter et gérer efficacement leurs programmes de protection de l'environnement.
Pour le DSR Protection de l'environnement, le personnel de la CCSN a attribué en 2013 la cote « Satisfaisant » à toutes les installations de traitement de l'uranium, sauf à GEH-C (dont la cote est « Entièrement satisfaisant »).
Les installations de traitement de l'uranium sont également réglementées par le ministère de l'Environnement de l'Ontario (MEO). La protection de l'environnement relève donc d'une responsabilité que se partagent les gouvernements fédéral et provincial. La CCSN évite ou réduit au minimum le dédoublement des activités de surveillance réglementaire, y compris les exigences du MEO en travaillant en collaboration et avec ouverture, dans la mesure du possible.
Toutes les installations de traitement de l'uranium sont dotées de programmes de détection, de contrôle et de surveillance de tous rejets de substances nucléaires et dangereuses dans l'environnement. Pour ce qui est de l'uranium, les titulaires de permis se fient à la limite de dose du public pour veiller à ce que les rejets respectent le principe ALARA et que la population soit protégée.
État de l'environnement récepteur
Uranium dans l'air ambiant
Toutes les installations de traitement de l'uranium, sauf celle de GEH-C à Peterborough, utilisent des échantillonneurs d'air « à grand débit » au périmètre de leurs installations, afin de confirmer l'efficacité de leurs systèmes de réduction des émissions et de surveiller l'effet des émissions d'uranium sur l'environnement. L'installation de GEH-C à Peterborough n'utilise pas d'échantillonneur d'air, puisque ses rejets par la cheminée (teneur moyenne de 0,0012 µg/m3) sont très faibles.
La figure 2-3 présente les résultats des échantillonneurs à grand débit et les valeurs les plus élevées près des installations (moyenne maximale), de 2009 à 2013. Ces valeurs sont calculées en fonction du total des particules en suspension (TPS) et représentent la concentration totale d'uranium dans l'air. En revanche, la nouvelle norme du MEO se fonde sur le PM-10, à savoir que la taille des particules d'uranium en suspension dans l'air doit être inférieure à 10 µm. Le TPS mesuré autour des installations de traitement de l'uranium tiendrait compte des particules inférieures et supérieures à 10 µm. Ces résultats indiquent que toutes les installations de traitement de l'uranium seraient en mesure de respecter la norme du MEO lorsque celle-ci entrera en vigueur en 2016.
Comme le démontre la figure 2-3, la concentration moyenne annuelle maximale d'uranium dans l'air ambiant est inférieure à la nouvelle norme atmosphérique du MEO pour l'uranium de 0,03 μg/m3. Celle-ci est très inférieure à toute concentration pouvant poser un risque pour la santé humaine et l'environnement.
Le texte complémentaire
| Installation | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| * Norme du ministère de l'Environnement de l'Ontario : 0,03 µg/m3 | |||||
| Raffinerie de Blind River | 0,0034 | 0,0035 | 0,0036 | 0,0042 | 0,0017 |
| Installation de conversion de Port Hope | 0,003 | 0,003 | 0,002 | 0,003 | 0,002 |
| Installation Cameco Fuel Manufacturing Inc. | 0,00011 | 0,00005 | 0,00005 | 0,00004 | 0,00006 |
| GE Hitachi Canada à Toronto | 0,0014 | 0,0011 | 0,0011 | 0,0011 | 0,0007 |
Uranium dans le sol
Les trois installations de Cameco et l'installation de GEH-C à Toronto disposent de programmes de contrôle des sols. Les rejets d'uranium de l'installation de GEH-C à Peterborough sont négligeables, car les pastilles de combustible reçues de l'installation de Toronto sont solides, donc l'uranium n'est pas libéré dans l'air. La surveillance des rejets de la cheminée de Peterborough le confirme. Par conséquent, le contrôle de l'uranium dans le sol n'est pas nécessaire à l'installation de GEH-C à Peterborough.
Les programmes de contrôle des sols surveillent les effets à long terme des émissions atmosphériques par l'accumulation d'uranium dans le sol à proximité de l'installation. En 2013, les résultats de l'échantillonnage du sol continuent d'indiquer que les émissions courantes d'uranium des installations de traitement de l'uranium n'ont aucun effet mesurable sur le sol.
La figure 2-4 présente les concentrations moyennes annuelles d'uranium dans le sol, de 2009 à 2013. La concentration moyenne annuelle d'uranium dans le sol est nettement inférieure à la valeur guide appliquée à ce type d'utilisation du sol et décrite dans les lignes directrices sur la qualité du sol du Conseil canadien des ministres de l'Environnement.
Le texte complémentaire
| Installation | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| * Norme du ministère de l'Environnement de l'Ontario : 23 µg/g * N/D signifie que la donnée n'est pas disponible | |||||
| Raffinerie de Blind River | 1,8 | 2,1 | 4,8 | 3,3 | 4,3 |
| Installation de conversion de Port Hope | 1,4 | 1,1 | 1 | 1,4 | 1 |
| Installation Cameco Fuel Manufacturing Inc. | 5,3 | 4,4 | N/D | N/D | 3,7 |
| GE Hitachi Canada à Toronto | 2,2 | 2,2 | 2,3 | 1,9 | 2,3 |
Les concentrations élevées d'uranium dans le sol de Cameco Fuel Manufacturing Inc. (CFM) proviennent de la contamination de longue date très répandue dans la région de Port Hope. La fréquence d'échantillonnage sur le site de CFM est triennale.
2.1.3 Santé et sécurité classiques
Le DSR Santé et sécurité classiques englobe la mise en œuvre d'un programme de gestion des risques pour la sécurité au travail et de protection du personnel. Pour 2013, le personnel de la CCSN a donné aux programmes de santé et sécurité classiques de toutes les installations de traitement de l'uranium la cote « Satisfaisant », sauf à celui de la raffinerie de Blind River de Cameco (qui a obtenu la cote « Entièrement satisfaisant »).
Chaque titulaire de permis est tenu d'élaborer et de mettre en œuvre un programme de santé et sécurité classiques qui est conforme à la partie II du Code canadien du travail, en vue de protéger son personnel et ses travailleurs contractuels.
La réglementation de la santé et de la sécurité classiques dans les installations de traitement de l'uranium relève de Ressources humaines et Développement des compétences Canada (RHDCC) et de la CCSN. Le personnel de la CCSN surveille la conformité aux exigences réglementaires et, dans les rares occasions où une inquiétude est soulevée, le personnel de RHDCC est consulté et appelé à prendre des mesures appropriées. Les titulaires de permis déposent leurs rapports d'enquête de situation comportant des risques à la CCSN et à RHDCC, conformément aux exigences en matière de signalement de chacun.
Comme le résume le tableau 2-3, le nombre d'incidents entraînant une perte de temps (IEPT) à déclaration obligatoire signalés par toutes les installations est resté faible de 2009 à 2013. Les sections consacrées à chaque installation fournissent des précisions à ce sujet.
| Installation | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| Raffinerie de Blind River | 0 | 0 | 0 | 0 | 0 |
| Installation de conversion de Port Hope | 1 | 1 | 3 | 1 | 0 |
| Cameco Fuel Manufacturing | 1 | 0 | 2 | 0 | 0 |
| GEH-C de Toronto et de Peterborough | 0 | 1 | 0 | 1 | 0 |
En 2013, les titulaires de permis d’une installation de traitement de l’uranium ont mis en œuvre de manière satisfaisante leurs programmes de santé et sécurité classiques, et leurs programmes permettent de bien protéger la santé et la sécurité de leurs travailleurs.
2.1.4 Programmes d'information et de divulgation publiques
Les grands titulaires de permis de la CCSN doivent instaurer des programmes d'information publique, conformément au document RD/GD-99.3, L'information et la divulgation publiques, publié en 2012. Ces programmes sont appuyés par des protocoles de divulgation qui décrivent le type d'information à fournir à la population sur l'installation et ses activités (p. ex. incidents, modifications majeures aux activités et rapports périodiques sur le rendement environnemental), ainsi que la façon de communiquer cette information. L'objectif est de communiquer efficacement des renseignements opportuns sur la santé, la sûreté et la sécurité des personnes, l'environnement et toute autre question liée au cycle de vie de l'installation nucléaire.
Cameco a révisé le programme d'information publique de la raffinerie de Blind River (RBR) afin qu'il intègre les exigences du document RD/GD-99.3. Les parties intéressées sont tenues informées des activités de la RBR, et des renseignements d'intérêt public sont divulgués au moyen du programme d'information publique de la RBR et de son protocole de divulgation. En 2013, la RBR a rencontré les représentants de la ville de Blind River et le conseil de la Première Nation de Mississauga, afin de discuter des enjeux et du rendement de l'installation. Sur son site Web, la RBR affiche ses rapports trimestriels sur le rendement environnemental et ses rapports annuels sur le rendement de ses activités, et elle propose aussi des visites de son installation. À intervalle de quelques années, Cameco mesure l'opinion de la population de Blind River afin de déterminer l'efficacité de son programme d'information publique. En 2013, Cameco a réalisé un sondage auprès de la collectivité et conclu qu'elle conserve l'appui manifeste de la majorité des habitants de Blind River.
À Port Hope, Cameco dispose de solides programmes d'information publique et protocoles de divulgation, tant pour son installation de conversion de Port Hope que pour son installation de fabrication de combustible. En 2013, Cameco a révisé le programme d'information publique de ces installations afin de mieux l'adapter aux exigences du document RD/GD-99.3. Les programmes et leur mise en œuvre sont presque identiques aux deux installations, puisqu'elles partagent les mêmes publics cibles et activités de communication. Le titulaire de permis a entrepris un grand nombre d'activités et d'efforts pour continuellement améliorer et maintenir les communications avec les personnes intéressées et préoccupées par ses installations de Port Hope. En 2013, les activités de Cameco ont inclus deux réunions publiques (appelées forums communautaires), trois présentations au conseil municipal de Port Hope et trois bulletins communautaires (acheminés à toutes les adresses postales de Port Hope). Cameco a aussi divulgué de l'information sur les événements imprévus survenus à l'installation de conversion de Port Hope, et publié sur son site Web des rapports trimestriels sur son rendement environnemental et des rapports annuels sur le rendement de ses activités.
Depuis 2006, Cameco sonde chaque année l'opinion publique à Port Hope, dans le but de déterminer l'efficacité de son programme d'information publique. Le sondage de 2013 démontre que la majorité des habitants de Port Hope juge le programme d'information publique de Cameco efficace et adéquat. Le personnel de la CCSN conclut que Cameco est déterminée à maintenir un programme d'information publique étoffé qui informe et mobilise les citoyens de Port Hope.
En 2013, GEH-C a amélioré son programme d'information et de divulgation publiques et réalisé de nouvelles activités visant à informer la population et les parties intéressées de ses activités nucléaires. Elle a, par exemple, intensifié ses efforts à Toronto pour améliorer son site Web et mieux joindre les foyers situés à proximité de son installation. GEH-C a aussi mobilisé les représentants élus et formé un comité de liaison avec la collectivité. La CCSN reconnaît que GEH-C s'emploie à créer un climat d'ouverture, de transparence et de confiance au sein des collectivités de Toronto et de Peterborough, mais certains travaux sont toujours en cours. La section 2.5.1 fournit des précisions au sujet de GEH-C.
2.2 Raffinerie de Blind River de Cameco
Cameco Corporation possède et exploite une installation de combustible nucléaire de catégorie IB à Blind River, en Ontario, en vertu d'un permis d'exploitation qui viendra à échéance en février 2022. La raffinerie de Blind River (RBR) de Cameco est située à environ cinq km à l'ouest de Blind River, comme l'illustre la figure 2-5.
Le texte complémentaire
Cette photo montre une vue aérienne de la raffinerie de Blind River de Cameco. La raffinerie de Blind River se situe à environ cinq kilomètres à l’ouest de Blind River, sur les rives sur lac Huron et de la rivière Mississagi.
La RBR raffine des concentrés d'uranium (yellowcake) provenant de mines d'uranium du monde entier pour produire du trioxyde d'uranium (UO3), un produit intermédiaire du cycle du combustible nucléaire. Le produit est principalement destiné à l'installation de conversion de Port Hope de Cameco.
Aucune modification n'a été apportée au permis depuis son renouvellement en mars 2012. Le manuel des conditions de permis (MCP) de la RBR (LCH-CAMECO-BRRF-R001) a été actualisé pour tenir compte des documents les plus récents sur les critères de vérification de la conformité et d'une mise à jour du rapport d'analyse de la sûreté de la RBR (exigée à la suite d'un incident survenu en 2012 et mettant en cause un fût sous pression contenant du concentré d'uranium). La modification du MCP a emprunté le processus de contrôle administratif de la CCSN, que prescrit la disposition 1.3 du MCP. L'entrée en vigueur du MCP révisé remonte au 28 octobre 2013.
2.2.1 Rendement
Le texte complémentaire
Cette photo montre le remplissage de réservoirs portatifs d’UO3 à la raffinerie de Blind River avant de les acheminer à l'installation de conversion de Port Hope.
Pour 2013, le personnel de la CCSN accorde la cote « Satisfaisant » à tous les DSR de la RBR, sauf à celui de la santé et de la sécurité classiques, qui obtient la cote « Entièrement satisfaisant ». Les cotes attribuées à la RBR, de 2009 à 2013, sont indiquées à l'annexe C.
En 2013, deux modifications ont été apportées aux activités, processus et systèmes de sûreté de l'installation. Ces modifications donnaient suite à la révision de 2012 du rapport d'analyse de sûreté du titulaire de permis. Il s'agit de la modification de la station d'échantillonnage par vis sans fin et de l'installation d'instruments de contrôle du corps entier à l'entrée principale de l'installation. La modification de la station d'échantillonnage par vis sans fin a été la dernière mesure corrective prise à la suite d'un incident survenu en juin 2012, lorsqu'un employé de Cameco a absorbé une forte dose de concentré d'uranium. Les détails de cet incident ont été communiqués à la Commission dans le rapport annuel de 2012 (CMD 13-M51). L'installation d'instruments de contrôle du corps entier visait à donner suite à une mesure de suivi de la CCSN, en vue d'améliorer le programme de contrôle de la contamination de la RBR.
Deux dépassements de seuil d'intervention à déclaration obligatoire concernaient la dose à la peau d'un travailleur. Des détails de ces dépassements figurent ci-après, dans la section consacrée à la radioprotection.
En 2013, le personnel de la CCSN a réalisé une inspection de la conformité de type I et deux inspections de la conformité de type II, afin de déterminer la conformité de la RBR à la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et ses règlements d'application, à son permis d'exploitation et aux programmes dont elle se sert pour respecter ses exigences réglementaires. Aucune des conclusions tirées de l'inspection ne posait un risque immédiat ou déraisonnable pour la santé, la sûreté et la sécurité des Canadiens et pour l'environnement.
2.2.2 Radioprotection
Le DSR Radioprotection traite de la mise en œuvre d'un programme de radioprotection conforme au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit faire en sorte que les niveaux de contamination et les doses de rayonnement reçues par les personnes sont surveillés, contrôlés et maintenus au niveau ALARA. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- application du principe ALARA
- contrôle des doses reçues par les travailleurs
- rendement du programme de radioprotection
- contrôle des risques radiologiques
- dose estimative reçue par la population
En 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » accordée au DSR Radioprotection de la RBR.
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » pour le DSR Radioprotection de la raffinerie de Blind River. Cameco exécute et maintient un programme de radioprotection efficace, comme l'exige le Règlement sur la radioprotection. | ||||
Application du principe ALARA
Chaque année, la RBR se fixe des objectifs et des cibles de radioprotection dans l'optique, par exemple, de réduire les doses reçues par les travailleurs et les concentrations d'uranium dans l'air présent dans l'installation. Le rendement par rapport à ces objectifs fait l'objet d'un examen et d'un suivi réguliers. En 2013, la RBR a aussi créé un comité ALARA qui se réunit régulièrement pour étudier les enjeux liés à la radioprotection, en discuter et faire des recommandations en vue d'améliorer la radioprotection à la RBR.
Contrôle des doses reçues par les travailleurs
Tous les travailleurs de la RBR ont le statut de travailleur du secteur nucléaire (TSN). L'exposition aux rayonnements est surveillée afin de respecter les limites de dose réglementaires de la CCSN et de maintenir les doses de rayonnement conformes au principe ALARA. En 2013, aucune des doses de rayonnement reçues par un travailleur et signalées par RBR n'a dépassé les limites de dose réglementaires de la CCSN. La dose efficace maximale reçue par un travailleur en 2013 était de 12,1 mSv, ou environ 24 % de la limite réglementaire pour la dose efficace de 50 mSv par période de dosimétrie d'un an. La figure 2-7 montre les doses efficaces moyennes et maximales annuelles de 2009 à 2013. Durant cette période, les doses moyennes et maximales sont demeurées plutôt stables à environ 3 mSv et 12 mSv, respectivement. Ces résultats indiquent que Cameco dispose d'un programme de radioprotection efficace à la RBR.
Le texte complémentaire
| Statistiques sur les doses | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| *Limite réglementaire pour la dose efficace : 50 mSv/an | |||||
| Nombre total de personnes contrôlées | 168 | 176 | 170 | 173 | 162 |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 12,6 | 11,1 | 12,6 | 12,0 | 12,1 |
| Dose efficace individuelle moyenne (mSv) | 3,4 | 3,0 | 2,7 | 3,7 | 3,3 |
Rendement du programme de radioprotection
Le rendement du programme de radioprotection de la RBR a été évalué en 2013 au moyen de diverses activités de vérification de la conformité menées par le personnel de la CCSN. Parmi ces activités, notons une inspection visant à vérifier et à évaluer la mise en œuvre du programme de radioprotection (RP) de la RBR et l'efficacité avec laquelle il protège la santé et la sécurité des personnes. Des pistes d'amélioration ayant été soulevées, la RBR a pris des mesures correctives à la satisfaction du personnel de la CCSN.
Les seuils d'intervention liés à la radioexposition et au contrôle de la contamination font partie intégrante du programme de RP de la RBR. L'atteinte d'un seuil d'intervention pousse le personnel de la RBR à en déterminer la cause et, au besoin, à rétablir l'efficacité du programme de RP. En 2013, deux seuils d'intervention ont été franchis. Les deux cas concernaient des résultats de dosimétrie qui indiquaient des doses à la peau de 13,9 mSv et 14,6 mSv, soit plus que le seuil d'intervention mensuel de 10 mSv. Ces données représentent un petit pourcentage (environ 3 %) de la limite de dose réglementaire à la peau fixée par la CCSN à 500 mSv. La RBR a produit un rapport, mené une enquête et instauré des mesures correctives jugées acceptables par le personnel de la CCSN.
Contrôle des risques radiologiques
À la RBR, les risques radiologiques et la propagation de la contamination radioactive sont contrôlés et minimisés à l'aide de programmes de radioprotection et de contrôle de la contamination. L'établissement de mesures de contrôle et de surveillance d'une zone radiologique, en vue de confirmer l'efficacité du programme, s'inscrit parmi les méthodes de contrôle appliquées. En 2013, aucune tendance négative ne s'est dégagée des activités de surveillance de routine de la RBR.
Dose estimative reçue par la population
La dose reçue par la population est établie en additionnant les doses provenant des émissions de l'installation dans l'air et dans l'eau, et des émissions gamma. Les émissions dans l'air et dans l'eau composent une petite fraction (< 0,001 mSv) du calcul de la dose reçue par la population. Par conséquent, les champs gamma sont principalement responsables de la dose reçue par la population.
En 2010, la RBR a adopté une méthode de calcul plus précise de la dose reçue par la population. Considérée comme une pratique exemplaire de l'industrie, cette nouvelle méthode a recours à un dosimètre passif de l'environnement qui surveille continuellement les doses d'émissions gamma. L'ancienne méthode estimait la dose reçue par la population en se servant des résultats hebdomadaires de l'analyse des émissions gamma relevées à un moment donné.
Les doses annuelles reçues par la population entre 2009 et 2013 sont présentées dans le tableau suivant. La dose estimative à la population est de loin inférieure à la limite de dose réglementaire fixée par la CNSC à 1 mSv/an. La hausse de la dose reçue par la population entre 2010 et aujourd'hui est attribuable à la nouvelle méthode de calcul.
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|
| < 0,001 mSv | 0,006 mSv | 0,006 mSv | 0,012 mSv | 0,012 mSv |
2.2.3 Protection de l'environnement
Le DSR Protection de l'environnement porte sur les programmes qui recensent, contrôlent et surveillent tous les rejets de substances radioactives et dangereuses provenant des installations ou causés par les activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l'environnement. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- contrôle des effluents et des émissions (rejets)
- système de gestion de l'environnement (SGE)
- évaluation et surveillance
- protection de la population
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| Remarque : Les résultats inférieurs aux limites de détection sont précédés par « < ». | ||||
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » accordée au DSR Protection de l'environnement de la raffinerie de Blind River. Cameco exécute et maintient un programme efficace de protection de l'environnement, comme l'exigent la LSRN et ses règlements d'application. | ||||
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » accordée au DSR Protection de l'environnement de la raffinerie de Blind River de Cameco.
Les rejets d'uranium dans l'environnement de la RBR continuent d'être limités et surveillés conformément aux conditions du permis d'exploitation et aux exigences réglementaires. La RBR continue de limiter ses rejets de substances dangereuses dans l'environnement, en conformité avec les règlements du MEO en vigueur et les certificats d'approbation.
Tant les rejets d'uranium que de substances dangereuses dans l'environnement en 2013 se situaient sous les limites réglementaires.
Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Émissions atmosphériques
La RBR surveille quotidiennement les quantités d'uranium, d'oxydes d'azote (NOx) et de matières particulaires rejetées par sa cheminée. Les données de surveillance du tableau 2-4 indiquent qu'en 2013, l'installation a continué de gérer efficacement les émissions de sa cheminée et de les maintenir bien en deçà des limites autorisées.
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite autorisée |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Remarque : Les résultats inférieurs aux limites de détection sont précédés par « < ». | ||||||
| Cheminée de la collecte de la poussière et de la ventilation – uranium (kg/h) | 0,00014 | 0,00009 | 0,00010 | 0,00006 | 0,00004 | 0,1 |
| Cheminée de l'absorbeur – uranium (kg/h) | 0,00001 | <0,00001 | <0,00001 | 0,00001 | <0,00001 | 0,1 |
| Cheminée de l'incinérateur – uranium (kg/h) | <0,00001 | <0,00001 | <0,00001 | <0,00001 | <0,00001 | 0,01 |
| Oxydes d'azote (NOX) + acide nitrique (HNO3) (kg/h) | 3,8 | 4,4 | 3,9 | 3,3 | 3,4 | 56,0 |
| Matières particulaires (kg/h) | 0,024 | 0,030 | 0,027 | 0,024 | 0,014 | 11,0 |
Surveillance des effluents liquides
La RBR compte trois sources d'effluents liquides : les effluents de l'usine, le ruissellement des eaux pluviales et les effluents de la station de traitement des eaux usées. Ces effluents sont recueillis dans des lagunes et, au besoin, traités avant leur rejet dans le lac Huron. Cameco contrôle les concentrations d'uranium, de radium-226 et de nitrates ainsi que le pH pour démontrer qu'elles respectent les limites autorisées respectives. Les données de surveillance moyennes de 2009 à 2013 sont résumées au tableau 2-5. En 2013, l'installation a continué de maintenir ses rejets liquides en deçà de leurs limites autorisées respectives.
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite autorisée |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Uranium (mg/L) | 0,02 | 0,02 | 0,02 | 0,01 | 0,01 | 20 |
| Nitrates (mg/L) | 30 | 24 | 30 | 28 | 26 | 1 000 |
| Radium-226 (Bq/L) | <0,01 | <0,01 | <0,01 | <0,01 | 0,01 | 11 |
| pH | 7,1 à 8,4 | 7,2 à 8,4 | 7,1 à 8,2 | 7,2 à 8,2 | 7,1 à 8,4 | 6,0 à 9,5 |
Système de gestion de l'environnement
Le personnel de la RBR a mis au point et maintient un système de gestion de l'environnement (SGE) qui décrit les activités intégrées associées à la protection de l'environnement à l'installation. Le Manuel du programme de gestion de l'environnement de la RBR décrit le SGE et les activités qui s'y rapportent, comme l'établissement d'objectifs et de cibles annuels en matière d'environnement, lesquels sont révisés et évalués par le personnel de la CCSN au moyen d'activités de vérification de la conformité. Cameco tient une réunion annuelle sur la sûreté pour discuter de la protection de l'environnement. Dans le cadre de ses activités de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN examine les comptes rendus de ces réunions et fait un suivi des questions non résolues avec le personnel de la RBR.
Certifié ISO 14001, le SGE de la RBR est assujetti à des vérifications et examens ISO périodiques qui visent à cerner d'éventuelles améliorations.
Évaluation et surveillance
Contrôle des sols
À proximité de l'installation, la RBR de Cameco continue de surveiller les effets à long terme de ses émissions atmosphériques dans le sol afin de voir si l'uranium s'y accumule. Les résultats de 2013 se comparent à ceux des années précédentes. Les concentrations maximales d'uranium dans le sol observées près de l'installation étaient nettement inférieures à la limite la plus stricte pour l'uranium fixée dans les directives du CCME sur la qualité du sol pour les terrains à vocation résidentielle et les parcs, soit 23 μg/g. Les concentrations d'uranium dans le sol ont été mesurées autour de l'installation. L'annexe F présente les résultats de l'échantillonnage du sol.
Uranium dans l'air ambiant
Les concentrations d'uranium dans l'air ambiant enregistrées par le réseau d'échantillonnage autour de la RBR restent faibles. En 2013, la concentration annuelle moyenne d'uranium la plus élevée (provenant des stations d'échantillonnage) dans l'air ambiant était de 0,0017 μg/m3, une valeur en deçà de la limite de la nouvelle norme de 0,03 μg/m3 du MEO pour l'uranium, qui entrera en vigueur en 2016.
Surveillance des eaux souterraines
Actuellement, 43 puits de surveillance sont aménagés sur le site et aux environs de la RBR (17 à l'intérieur des limites et 26 à l'extérieur du périmètre).
Selon les données d'échantillonnage des eaux souterraines contenues dans les rapports annuels de conformité de Cameco, les activités de raffinage ne nuisent pas à la qualité des eaux souterraines.
L'annexe F présente les résultats de la surveillance des eaux souterraines.
Protection de la population
Le titulaire de permis doit démontrer que la santé et la sécurité de la population sont protégées contre les substances dangereuses rejetées par l'installation. Les programmes de surveillance des effluents et de l'environnement actuellement adoptés par la RBR lui permettent de vérifier si les rejets de substances dangereuses ne produisent pas dans l'environnement des concentrations susceptibles de nuire à la santé publique.
La CCSN reçoit des rapports sur les rejets dans l'environnement, comme l'exigent le permis d'exploitation et le manuel des conditions de permis de la raffinerie de Blind River. L'examen des rejets dangereux (non radiologiques) de la RBR dans l'environnement révèle que la population et l'environnement n'ont pas été exposés à des risques importants au cours de cette période.
Les programmes de la RBR, qui sont résumés précédemment, indiquent que la population demeure protégée contre les émissions produites par l'installation.
2.2.4 Santé et sécurité classiques
Le DSR Santé et sécurité classiques traite de la mise en œuvre d'un programme de gestion des dangers pour la sécurité au travail et de protection du personnel et de l'équipement. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- rendement
- pratiques
- sensibilisation
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| Remarque : Les résultats inférieurs aux limites de détection sont précédés par « < ». | ||||
| SA | SA | SA | SA | ES |
Pour 2013, le personnel de la CCSN attribue au DSR Santé et sécurité classiques de la raffinerie de Blind River la cote « Entièrement satisfaisant ». Dans l'ensemble, les activités de vérification de la conformité réalisées à la RBR confirment que Cameco continue d'accorder de l'importance à la santé et la sécurité classiques. Cameco a démontré qu'il avait mis en œuvre un programme efficace de gestion de la santé et de la sécurité au travail, qui lui a permis de maintenir ses travailleurs à l'abri des accidents du travail. Aucun IEPT ne s'est produit depuis plus de sept ans. | ||||
Rendement
Pour ce DSR, le nombre annuel d'IEPT constitue une mesure clé du rendement. Un IEPT est une blessure survenant au travail qui empêche le travailleur de retourner au travail pendant une certaine période de temps. Comme le démontre le tableau 2-6, le nombre d'IEPT est resté nul en 2013. La RBR n'a enregistré aucun IEPT depuis sept ans.
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | |
|---|---|---|---|---|---|
| Incidents entraînant une perte de temps | 0 | 0 | 0 | 0 | 0 |
Pratiques
Les activités de Cameco doivent satisfaire à la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et à ses règlements d'application, ainsi qu'à la partie II du Code canadien du travail. Par conséquent, Cameco est tenu de signaler à Ressources humaines et Développement des compétences Canada les incidents où une blessure survient. Pour demeurer informé, le personnel de la CCSN reçoit une copie de ces rapports.
L'engagement de la RBR à l'égard de la sécurité est consigné dans une charte sur la sécurité signée par chaque employé et affichée à l'entrée de l'installation. Le comité de santé et sécurité de l'installation (CSSI) de Cameco inspecte le milieu de travail et se réunit une fois par mois pour résoudre les problèmes de sécurité et en faire le suivi. Le personnel de la CCSN consulte régulièrement les comptes rendus des réunions mensuelles du CSSI et les mesures correctives qui en découlent, afin de veiller au règlement rapide des problèmes.
Sensibilisation
À la RBR, Cameco poursuit l'élaboration et le maintien d'un programme complet de gestion de la santé et de la sécurité au travail. En 2013, Cameco a entrepris huit initiatives visant à améliorer la santé et la sécurité au travail à l'installation. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller l'efficacité de ces initiatives au cours de ses inspections.
2.3 Installation de conversion de Port Hope
Cameco Corporation possède et exploite l'installation de conversion de Port Hope (ICPH) en vertu d'un permis d'exploitation qui viendra à échéance en 2017. L'ICPH se trouve dans la municipalité de Port Hope (Ontario), sur la rive nord du lac Ontario, à environ 100 km à l'est de Toronto. La figure 2-8 présente une photo aérienne du site.
Le texte complémentaire
Cette photo montre le site 1 de l’installation de conversion de Port Hope (vue vers le nord). L'installation est située dans la municipalité de Port Hope, en Ontario, sur la rive nord du lac Ontario.
L'ICPH convertit principalement la poudre de trioxyde d'uranium (UO3) produite par l'installation de Blind River de Cameco en dioxyde d'uranium (UO2) et en hexafluorure d'uranium (UF6). L'UO2 sert à fabriquer le combustible du réacteur CANDU (uranium naturel), tandis que l'UF6 est exporté pour un traitement supplémentaire avant d'être converti en combustible pour les réacteurs à eau légère.
Depuis le renouvellement du permis en mars 2012, ni le permis ni le manuel des conditions de permis (LCH-Cameco-PHCF-R000) de l'ICPH n'ont été modifiés.
2.3.1 Rendement
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote de rendement de l'ICPH à « Satisfaisant » pour tous les domaines de sûreté et de réglementation (DSR). L'annexe C fournit les cotes accordées à l'ICPH de 2009 à 2013.
Les DSR Système de gestion et Gestion de la performance humaine (qui inclut la formation) de l'ICPH reçoivent la cote « Satisfaisant », malgré l'événement récent survenu dans la salle des cellules et décrit dans un Rapport d'événement initial (CMD 14-M36) présenté à la Commission en juin 2014, dans lequel des pistes d'amélioration sont énoncées. En raison de cet événement, le personnel de la CCSN a resserré la surveillance réglementaire de cette installation en 2014. Le rapport annuel de 2014 fera état des résultats de cette surveillance réglementaire accrue et de son incidence sur les cotes de rendement des DSR concernés.
En 2013, aucune modification apportée à l'installation n'a touché son dossier de sûreté. Par contre, les usines d'UO2 et d'UF6 ont été mises en arrêt comme prévu à l'été 2013, pour y réaliser des entretiens prévus et permettre aux employés de prendre des vacances. En novembre 2013, après avoir atteint leurs objectifs de production annuels, les usines d'UO2 et d'UF6 ont été mises en arrêt de façon sécuritaire.
En 2013, l'ICPH a signalé deux dépassements du seuil d'intervention mensuel pour le rayonnement gamma (en mai et en juin) à l'un des sites de surveillance situés le long de la clôture. Les cylindres d'UF6 qui provoquaient le débit de dose élevé de rayonnement gamma ont été déplacés et, après ces dépassements, les limites de rayonnement gamma ont été surveillées de près au périmètre de la clôture. Ces dépassements du seuil d'intervention n'ont eu aucun effet sur la limite de rejet opérationnelle de 0,3 mSv/an. Le personnel de la CCSN a visité le site après ces incidents, et se dit satisfait des mesures prises par Cameco.
Le personnel de l'ICPH a aussi signalé à la CCSN deux événements survenus en 2013. En février 2013, la soupape d'un cylindre d'UF6 a été tordue lorsque son couvercle a heurté un dormant de porte au cours d'une sortie à reculons d'un édifice. L'équipe d'intervention d'urgence a été appelée. Il n'y a eu aucun rejet dans l'environnement. Après examen, le personnel de la CCSN a jugé que les mesures correctives adoptées par l'ICPH étaient adéquates.
Rongés par la corrosion d'un alliage nickel/fluorure, les disques de rupture d'un fût de décharge de l'usine d'UF6 ont fait défaut prématurément en juin 2013. Un incendie impliquant du fluorure d'hydrogène s'est déclaré. L'usine a été mise en arrêt de façon sécuritaire, sans qu'il n'y ait de blessure ou de rejets dans l'environnement. Le personnel de la CCSN est satisfait des mesures correctives prises par Cameco pour empêcher que l'événement ne se reproduise, et il poursuit sa surveillance au moyen de ses activités de vérification de la conformité.
Après que le ministre fédéral de l'Environnement ait accepté l'évaluation environnementale du projet « Vision 2010 » (maintenant appelé « Vision in Motion » [VIM]), en décembre 2012, Cameco a amorcé des travaux dans le but de déterminer l'étendue du projet. En 2014, Cameco cherchera avant tout à faire progresser les activités de planification et d'autorisation du projet VIM, dans le but de solliciter une modification du permis d'exploitation de l'ICPH en 2014-2015.
En 2013, le personnel de la CCSN a réalisé une inspection de vérification de la conformité de type I, et cinq de type II, afin de voir si l'ICPH se conforme à la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et à ses règlements d'application, ainsi qu'à son permis d'exploitation et aux programmes qu'elle utilise pour satisfaire aux exigences réglementaires. De toutes les inspections réalisées, aucune n'a fourni des résultats qui posent un risque immédiat ou déraisonnable pour la santé, la sûreté et la sécurité des Canadiens, et pour l'environnement.
2.3.2 Radioprotection
Le DSR Radioprotection traite de la mise en œuvre d'un programme de radioprotection conforme au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit faire en sorte que les niveaux de contamination et les doses de rayonnement reçues par les personnes sont surveillés, contrôlés et maintenus au niveau ALARA. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- application du principe ALARA
- contrôle des doses reçues par les travailleurs
- rendement du programme de radioprotection
- contrôle des risques radiologiques
- dose estimative reçue par la population
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » attribuée au DSR Radioprotection de l'installation de conversion de Port Hope. Cameco exécute et maintient un programme efficace de radioprotection, comme l'exige le Règlement sur la radioprotection. | ||||
Application du principe ALARA
Comme le veut le Règlement sur la radioprotection, l'ICPH a poursuivi l'instauration de mesures de radioprotection en 2013, de sorte que les expositions aux rayonnements et les doses reçues par les personnes restent conformes au principe ALARA, tout en tenant compte des facteurs socio-économiques. Pour surveiller le rendement de son programme de radioprotection, l'ICPH se fixe chaque année des objectifs de radioprotection et des cibles ALARA (comme les initiatives de réduction des doses reçues par les travailleurs), ainsi que des indicateurs clés de rendement des objectifs de formation, de surveillance et de radioprotection.
Contrôle des doses reçues par les travailleurs
À l'ICPH, les expositions aux rayonnements sont surveillées afin d'assurer le respect des limites de dose réglementaires de la CCSN et de garder les doses de rayonnement conformes au principe ALARA. En 2013, tous les travailleurs de l'ICPH avaient le statut de TSN, et aucune exposition des travailleurs aux rayonnements signalée par l'ICPH n'a dépassé les limites de dose réglementaires de la CCSN. La dose efficace maximale reçue par un travailleur en 2013 était de 6,6 mSv, ou environ 13 % de la limite de dose efficace réglementaire fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d'un an. La figure 2-9 présente les doses efficaces moyennes et maximales annuelles de 2009 à 2013. Durant cette période, les doses moyennes sont demeurées plutôt stables à 2 mSv, sauf en 2013, puisque l'inclusion de statistiques sur les doses reçues par des TSN contractuels a réduit la dose moyenne des travailleurs. Au cours de ces années, la dose maximale oscillait entre 5,8 mSv et 8,8 mSv, avec une tendance à la baisse après 2011.
Rendement du programme de radioprotection
Le personnel de la CCSN a évalué le rendement du programme de radioprotection de l'ICPH en 2013, au moyen de diverses activités de vérification de la conformité. Parmi ces activités, notons une inspection ciblée de la radioprotection qui visait à évaluer la conformité aux exigences réglementaires et aux exigences du programme de radioprotection de l'ICPH. Même si les activités de vérification de la conformité ont cerné des points à améliorer au chapitre du contrôle de la contamination à l'ICPH, le personnel de la CCSN conclut, dans l'ensemble, que les mesures correctives de l'ICPH qui font suite aux conclusions sont appropriées.
Des seuils d'intervention relatifs à la radioexposition et au contrôle de la contamination sont établis dans le cadre du programme de radioprotection de l'ICPH. L'atteinte de ces seuils amène le personnel de l'ICPH à en trouver la cause et, au besoin, à rétablir l'efficacité du programme de radioprotection. En 2013, aucun seuil d'intervention n'a été dépassé à l'ICPH.
Le texte complémentaire
| Statistiques sur les doses | 2008 | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|---|
| *Limite réglementaire pour la dose efficace : 50 mSv/an | ||||||
| Nombre total de personnes contrôlées | 501 | 438 | 422 | 442 | 450 | 823 |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 7,8 | 5,8 | 7,8 | 8,8 | 7,0 | 6,6 |
| Dose efficace individuelle moyenne (mSv) | 1,9 | 2,2 | 1,7 | 1,9 | 2,0 | 0,7 |
Contrôle des risques radiologiques
L'ICPH a adopté des mesures de contrôle de la contamination radiologique, dans le but de contrôler et de minimiser la propagation de la contamination radioactive. Au nombre des méthodes de contrôle de la contamination utilisées pour mesurer l'efficacité du programme, notons un programme de contrôle et une surveillance de la zone de rayonnement. En 2013, les activités de vérification de la conformité de la CCSN ont permis de cerner des domaines à améliorer relativement au contrôle de la contamination à l'ICPH, et l'ICPH y a donné suite à la satisfaction du personnel de la CCSN.
Dose estimative reçue par la population
Les doses annuelles reçues de 2009 à 2013 par la population figurent dans le tableau qui suit. La dose estimative reçue par la population est nettement inférieure à la limite de rejet opérationnelle de 0,3 mSv/an de l'ICPH, ce qui indique que la population reste protégée contre les rejets radiologiques de l'installation.
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintien la cote « Satisfaisant » accordée au DSR Protection de l'environnement à l'installation de conversion de Port Hope de Cameco. Les rejets d'uranium dans l'environnement demeurent contrôlés et surveillés de manière à respecter les conditions du permis d'exploitation et les exigences réglementaires. Les rejets de substances dangereuses de l'installation dans l'environnement sont contrôlés conformément au règlement applicable du MEO et aux certificats d'approbation. En 2013, les rejets dans l'environnement étaient tous nettement inférieurs aux limites réglementaires. | ||||
2.3.3 Protection de l'environnement
Le DSR Protection de l'environnement porte sur les programmes qui recensent, contrôlent et surveillent tous les rejets de substances radioactives et dangereuses provenant des installations ou causés par les activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l'environnement. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- contrôle des effluents et des émissions (rejets)
- système de gestion de l'environnement (SGE)
- évaluation et surveillance
- protection de la population
Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Émissions atmosphériques
L'ICPH surveille les concentrations d'uranium, de fluorures et d'ammoniac émises par les cheminées de l'installation. Les données de surveillance du tableau 2-7 pour l'année 2013 indiquent que les émissions des cheminées ont continué d'être efficacement contrôlées et constamment maintenues en deçà des limites autorisées.
Surveillance des effluents liquides
En 2013, l'ICPH a continué de faire évaporer ses effluents liquides plutôt que de les rejeter. Son permis lui interdit tout rejet.
| Usine | Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite autorisée |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Usine d'UF6 | Uranium (kg/h) | 0,0033 | 0,0044 | 0,0051 | 0,0042 | 0,0051 | 0,290 |
| Fluorures (kg/h) | 0,0280 | 0,0175 | 0,0199 | 0,0160 | 0,0190 | 0,650 | |
| Usine d'UO2 | Uranium (kg/h) | 0,0014 | 0,0013 | 0,0013 | 0,0012 | 0,0013 | 0,150 |
| Ammoniac (kg/h) | 4,8 | 3,3 | 2,4 | 1,9 | 2,0 | 58 |
Système de gestion de l'environnement (SGE)
Le personnel de l'ICPH a mis au point et maintient un SGE qui décrit les activités intégrées associées à la protection de l'environnement à l'installation. Le Manuel du programme de gestion de l'environnement de l'ICPH décrit son SGE et les activités qui s'y rapportent, comme l'établissement d'objectifs et de cibles annuels en matière d'environnement, lesquels sont révisés et évalués par le personnel de la CCSN au moyen d'activités de vérification de la conformité. En guise de formation d'appoint, Cameco tient une réunion annuelle sur la sûreté qui traite notamment des enjeux de la protection de l'environnement. Le SGE est vérifié au cours de l'examen annuel de gestion, dont les comptes rendus et mesures de suivi sont documentés. Dans le cadre de ses activités de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN consulte ces comptes rendus et fait un suivi des questions non résolues avec le personnel de l'ICPH.
Certifié ISO-14001, le SGE de l'ICPH est assujetti à des vérifications et examens ISO périodiques qui visent à cerner d'éventuelles améliorations.
Évaluation et surveillance
Contrôle des sols
Le programme de contrôle des sols de l'ICPH comporte un échantillonnage annuel dans la municipalité de Port Hope, y compris sur un terrain (cour latérale de l'usine de traitement des eaux) assaini avec du sol propre pour éviter une interférence causée par la contamination antérieure à l'uranium. Les échantillons sont prélevés à différentes profondeurs de sol afin de déterminer si les concentrations d'uranium ont changé depuis les résultats précédents.
En 2013, les concentrations moyennes d'uranium dans le sol résultant des activités courantes sont demeurées semblables à celles des années précédentes. Cela indique que les émissions d'uranium provenant des activités courantes de l'ICPH ne se sont pas accumulées dans le sol depuis quelques années. L'annexe F présente les données de l'échantillonnage du sol.
Uranium dans l'air ambiant
L'ICPH mesure les concentrations d'uranium dans l'air ambiant à plusieurs endroits autour de l'installation, afin de confirmer l'efficacité de ses systèmes de réduction des émissions et de surveiller son incidence sur l'environnement. En 2013, les échantillonneurs indiquent que les concentrations d'uranium dans les matières particulaires sont demeurées très faibles : la plus haute concentration moyenne annuelle d'uranium dans l'air ambiant (parmi les stations d'échantillonnage) mesurée autour de l'installation était de 0,002 µg/m3, une valeur nettement inférieure à la nouvelle norme de 0,03 µg/m3 du MEO pour l'uranium.
Surveillance des eaux souterraines
À l'heure actuelle, l'échantillonnage des eaux souterraines de l'ICPH pour en déterminer la qualité se résume comme suit :
- 13 puits de pompage actifs échantillonnés sur une base mensuelle, dont 4 en service depuis octobre 2011
- 66 puits de surveillance échantillonnés sur une base trimestrielle
- 15 puits dans le substrat rocheux contrôlés une fois l'an
- Le personnel de la CCSN a constaté que le programme de surveillance des eaux souterraines, y compris les puits de pompage et de traitement, a donné les résultats escomptés, et que la qualité des eaux souterraines du site de l'ICPH en 2013 ne s'est pas détériorée depuis les années précédentes.
Le tableau 2-8 expose l'ensemble des contaminants préoccupants (CP) captés aux puits de pompage et de traitement et retirés avant qu'ils n'atteignent le port. En 2012 et en 2013, la masse retirée pour la plupart des CP a connu une hausse sensible, en raison de l'ajout de quatre nouveaux puits de pompage et de traitement en octobre 2011. Les résultats révèlent une amélioration importante du rendement des puits de pompage et de traitement de l'ICPH.
| CP (kg) | Année | ||||
|---|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | |
| Uranium | 17,2 | 14,0 | 19,7 | 27,7 | 28,9 |
| Fluorure | 65,7 | 43,5 | 38,6 | 60,4 | 51,1 |
| Ammoniac | 51,1 | 26,1 | 20,9 | 34,7 | 53,0 |
| Nitrate | 72,4 | 27,8 | 41,2 | 37,5 | 41,0 |
| Arsenic | 4,1 | 3,5 | 2,6 | 3,1 | 2,8 |
Surveillance du fluorure
L'effet des émissions de fluorure de l'ICPH sur l'environnement est mesuré chaque automne par l'échantillonnage de spécimens d'espèces végétales sensibles au fluorure. Les résultats de 2013 restent nettement inférieurs à la limite supérieure de la norme fixée par le MEO à 35 parties par million (ppm). L'annexe F fournit des précisions à ce sujet.
Protection de la population
Les titulaires de permis doivent démontrer que la santé et la sécurité de la population sont protégées contre les expositions à des substances dangereuses rejetées par l'installation. Le titulaire de permis de la CCSN sont tenus de prendre des mesures adéquates pour protéger la santé et la sécurité de la population. Les programmes actuels de surveillance des effluents et de l'environnement des titulaires de permis servent à vérifier si les rejets de substances dangereuses entraînent des concentrations dans l'environnement susceptibles de nuire à la santé de la population.
La CCSN reçoit des rapports sur les rejets dans l'environnement, comme l'exigent le permis d'exploitation et le manuel des conditions de permis de l'ICPH. L'examen des substances dangereuses (non radiologiques) rejetées dans l'environnement par l'ICPH en 2013 révèle que la population et l'environnement n'ont été exposés à aucun risque important au cours de cette période.
Les programmes de l'ICPH résumés plus tôt indiquent que la population demeure protégée contre les émissions de l'installation.
2.3.4 Santé et sécurité classiques
Le DSR Santé et sécurité classiques traite de la mise en œuvre d'un programme de gestion des risques pour la sécurité au travail et de protection du personnel et de l'équipement. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- rendement
- pratiques
- sensibilisation
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » accordée au DSR Santé et sécurité classiques pour l'installation de conversion de Port Hope. Dans l'ensemble, les activités de vérification de la conformité réalisées à l'installation confirment que Cameco voit toujours la santé et la sécurité classiques comme un élément important. Cameco a démontré qu'elle est en mesure de garder sa main-d'œuvre à l'abri des accidents de travail. | ||||
Rendement
Le nombre d'IEPT qui se produisent chaque année constitue une mesure clé du rendement en matière de santé et de sécurité classiques. Un IEPT est une blessure survenant au travail qui empêche l'employé de retourner au travail pendant une certaine période de temps. Comme l'indique le tableau 2-9, le nombre d'IEPT est tombé à zéro en 2013.
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | |
|---|---|---|---|---|---|
| Incidents entraînant une perte de temps | 1 | 1 | 3 | 1 | 0 |
Pratiques
Les activités de Cameco à l'ICPH doivent respecter la LSRN et ses règlements d'application, ainsi que la partie II du Code canadien du travail.
En 2013, Cameco a créé un comité directeur de la sûreté en matière de conversion (CDSC). Ce comité mixte reprend les intérêts et les fonctions de l'ancien comité d'orientation en matière de santé et sécurité (COSS) et du comité de santé et sécurité au travail (CSST) de l'ICPH. Le CDSC alloue du temps, revoit des mesures, discute d'enjeux et produit des comptes rendus afin de débattre des sujets ou des préoccupations des COSS et CSST qui l'ont précédé.
Tous les incidents signalés qui touchent la santé et la sécurité classiques font l'objet d'un suivi et sont gérés dans la base de données du système de signalement des incidents de Cameco à l'ICPH.
Sensibilisation
Cameco poursuit l'élaboration et le maintien d'un programme complet de gestion de la santé et de la sécurité au travail à l'ICPH. En 2013, Cameco a lancé plusieurs initiatives dans le but d'améliorer la santé et la sécurité au travail sur le site. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller l'efficacité de ces initiatives d'amélioration par des inspections.
2.4 Cameco Fuel Manufacturing Inc.
Cameco Fuel Manufacturing Inc. (CFM) est une filiale en propriété exclusive de Cameco Corporation, qui exploite deux installations : une installation de fabrication de combustible nucléaire autorisée par la CCSN, et une installation de fabrication de métaux à Cobourg (Ontario), qui produit des tubes de zircaloy. Ce dernier établissement n'étant pas titulaire d'un permis de la CCSN, ce rapport n'en traite pas.
Le texte complémentaire
Cette photo montre une vue aérienne de l'installation Cameco Fuel Manufacturing située dans la municipalité de Port Hope, sur la rive nord du lac Ontario.
CFM est située à Port Hope (Ontario) et ses activités sont autorisées par un permis de la CCSN, qui vient à échéance en 2022. L'installation fabrique des grappes de combustible pour réacteur nucléaire à partir de dioxyde d'uranium et de tubes en zircaloy. Une fois assemblées, les grappes de combustible sont principalement expédiées à des réacteurs nucléaires canadiens.
En 2013, CFM employait quelque 145 travailleurs. Les activités autorisées de cette installation de catégorie IB soulèvent avant tout des risques industriels classiques et des risques radiologiques liés à l'UO2.
Depuis le renouvellement de son permis en mars 2012, aucune modification n'a été apportée au permis et au manuel des conditions de permis de CFM (LCH-Cameco-CFM-R000) publié en juillet 2012.
2.4.1 Rendement
Pour 2013, le personnel de la CCSN accorde la cote « Satisfaisant » aux 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR) de CFM. L'annexe C présente les cotes attribuées à CFM, de 2009 à 2013.
CFM a maintenu un fonctionnement sécuritaire en 2013 et réalisé des arrêts annuels prévus à des fins d'entretien (trois semaines en été et pendant la période des Fêtes). En 2013, l'installation a subi plusieurs modifications, entre autres à son laboratoire des céramiques, à sa salle des respirateurs, à son bureau de production et à l'espace réservé aux inspections de vérification de la qualité.
Parmi les grandes améliorations apportées à l'installation en 2013, notons la mise à niveau des fours de frittage, l'ajout d'une unité d'extraction dans le laboratoire des céramiques, la construction d'une passerelle d'accès aux commandes du four et aux systèmes connexes de gicleurs automatiques. Plusieurs documents de programme et procédures ont aussi été actualisés, dont la procédure de gestion des déchets, à la lumière des efforts déployés par CFM et approuvés en 2012 par la CCSN pour réduire les déchets au minimum. Toutes les modifications apportées aux bâtiments, aux procédés, à l'équipement et aux procédures de l'installation, qui pourraient avoir un impact potentiel sur la sécurité, sont évaluées au moyen des processus de contrôle des changements internes et de contrôle des changements de la conception de CFM, de façon à cerner les effets potentiels sur le fondement d'autorisation. Les modifications de 2013 n'ont rien changé au fondement d'autorisation, et s'inscrivaient dans les limites du dossier de sûreté décrit dans le Rapport d'analyse de la sûreté du titulaire de permis.
En 2013, trois dépassements de seuils d'intervention à déclaration obligatoire concernaient la dose interne, et sont précisés dans les prochaines sections. Il n'y a eu aucun dépassement des seuils d'intervention associés à la protection de l'environnement. Un incident lié au transport a été signalé au quatrième trimestre de 2013, à savoir que cinq fûts de type IP-1 remplis de rebuts de production d'UO2 et mal fermés ont été transportés de CFM à l'ICPH. CFM a signalé l'incident à la CCSN, mené une enquête et instauré des mesures correctives afin d'éviter que l'événement ne se reproduise.
En 2013, le personnel de la CCSN a réalisé une inspection de type I et quatre inspections de type II afin de vérifier si CFM se conforme à la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et à ses règlements d'application, à son permis d'exploitation et aux programmes dont elle se sert pour respecter ses exigences réglementaires. Aucune des conclusions tirées des inspections n'a soulevé un risque immédiat ou déraisonnable pour la santé, la sûreté et la sécurité des Canadiens et pour l'environnement.
2.4.2 Radioprotection
Le DSR Radioprotection traite de l'exécution d'un programme de radioprotection conforme au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit faire en sorte que les niveaux de contamination et les doses de rayonnement reçues par les personnes sont surveillés, contrôlés et maintenus au niveau ALARA. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- application du principe ALARA
- contrôle des doses reçues par les travailleurs
- rendement du programme de radioprotection
- contrôle des risques radiologiques
- dose estimative reçue par la population
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » accordée au DSR Radioprotection de CFM. Cameco exécute et maintient un programme de radioprotection, comme l'exige le Règlement sur la radioprotection. | ||||
Application du principe ALARA
CFM établit chaque année des initiatives ALARA et des objectifs de dose, et revoit et surveille régulièrement son rendement en fonction de ces initiatives et objectifs. L'installation est dotée d'un comité mixte de travailleurs et de gestionnaires qui s'occupe du principe ALARA, dont l'objectif premier est de mettre en œuvre des initiatives de réduction de la radioexposition des travailleurs.
Contrôle des doses reçues par les travailleurs
À CFM, tous les travailleurs ont le statut de travailleur du secteur nucléaire (TSN). Les expositions aux rayonnements sont surveillées afin d'en assurer la conformité aux limites de dose réglementaires de la CCSN et de maintenir les doses de rayonnement conformes au principe ALARA. En 2013, aucune des doses de rayonnement reçues par un travailleur et signalées par CFM n'a dépassé les limites de dose réglementaires de la CCSN. La dose efficace maximale reçue par un travailleur en 2013 était de 8,6 mSv, soit environ 17 % de la limite de dose efficace réglementaire fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d'un an. Les doses efficaces moyennes et maximales annuelles de 2009 à 2013 sont indiquées à la figure 2-11. Durant cette période, les doses moyennes sont demeurées stables, quoique la dose efficace maximale totale en 2013 était supérieure à celle des années précédentes (sauf en 2011). Des employés de la zone de fabrication des pastilles (opérateurs de four) ont reçu la dose individuelle maximale, dose qui reflète étroitement la quantité d'UO2 traitée chaque année par CFM. L'installation établit des objectifs ALARA en se fondant sur ces renseignements, et surveille ces paramètres de près de manière à gérer les doses convenablement. En 2013, les doses reçues par les employés se situaient toutes sous l'objectif ALARA de 9,5 mSv. CFM surveille aussi la dose efficace individuelle totale des employés sur une période de cinq ans, de façon à se conformer au Règlement sur la radioprotection, et son comité sur le principe ALARA utilise les données pour proposer des améliorations.
Le texte complémentaire
| Statistiques sur les doses | 2008 | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|---|
| *Limite réglementaire pour la dose efficace : 50 mSv/an | ||||||
| Nombre total de personnes contrôlées | 408 | 443 | 355 | 368 | 365 | 330 |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 10,0 | 6,4 | 5,0 | 9,9 | 6,0 | 8,6 |
| Dose efficace individuelle moyenne (mSv) | 0,9 | 0,5 | 0,7 | 0,8 | 0,7 | 0,7 |
Rendement du programme de radioprotection
En 2013, au moyen de diverses activités de vérification de la conformité touchant entre autres des sujets associés à la radioprotection, le personnel de la CCSN a évalué le rendement du programme de radioprotection de CFM. Il a conclu que la conformité de l'installation au Règlement sur la radioprotection et aux exigences du permis délivré par la CCSN était en général acceptable.
Les seuils d'intervention associés à la radioexposition et au contrôle de la contamination sont établis dans le cadre du programme de RP de CFM. L'atteinte de ces seuils pousse le personnel de CFM à en déterminer la cause et, au besoin, à rétablir l'efficacité du programme de RP. En 2013, trois seuils d'intervention ont été franchis, et la CCSN en a été avisée.
Le premier dépassement d'un seuil d'intervention a été communiqué à la CCSN en janvier 2013, et figurait dans le Rapport du personnel de la CCSN sur le rendement des installations du cycle du combustible d'uranium et des installations de traitement : 2012 (avril 2014). L'installation a signalé au personnel de la CCSN des problèmes de calcul de ses doses internes. Les doses internes reçues par les travailleurs de CFM sont déterminées au moyen d'essais biologiques d'urine. Cameco a amorcé une initiative afin de regrouper les programmes de radioprotection et les programmes connexes de dosimétrie interne de ses divers sites dans une seule base de données réservée à sa division des services de combustible. Pendant la réalisation de cette initiative, on a relevé des erreurs dans les feuilles de calcul des doses internes de CFM. Ces erreurs corrigées, les doses internes des travailleurs de CFM ont été recalculées pour la période de 2003 à 2011. À l'examen des résultats recalculés, CFM a cerné 10 dépassements sur 3 ans du seuil d'intervention trimestriel fixé à 0,8 mSv pour la dose interne, ce qui a nécessité un rapport à la CCSN. Le personnel de la CCSN a passé en revue les doses recalculées, de même que les mesures correctives prises par CFM, afin d'assurer un calcul adéquat des doses reçues par les travailleurs :
- Un expert indépendant s'est assuré que les modifications apportées aux feuilles de calcul des doses internes sont exactes et reflètent maintenant le fondement technique du programme de dosimétrie interne.
- CFM s'est assuré qu'elle utilisait les feuilles de calcul corrigées des doses internes.
- Dans le cadre du processus d'entretien préventif de CFM, et comme l'exige le fondement technique, la fréquence d'examen du programme de dosimétrie a été fixée à 24 mois.
Dernièrement, Cameco a intégré CFM au programme approuvé de dosimétrie interne de sa division des services de combustible (qui ne comprenait auparavant que la RBR et l'ICPH). À l'heure actuelle, Cameco cherche à obtenir l'autorisation pour procéder à un comptage pulmonaire in vivo, afin de vérifier la dose interne reçue par les travailleurs de CFM. Au moment de la rédaction de ce rapport, le personnel de la CCSN étudiait le fondement technique fourni par Cameco à l'appui de ce changement. En juillet 2014, la CCSN a effectué une inspection ciblée de la radioprotection à CFM, laquelle touchait des aspects du programme de dosimétrie interne.
Le personnel de la CCSN est satisfait des mesures prises par CFM pour régler ce problème, et il a ajusté ses activités de vérification de la conformité de manière à continuer de surveiller l'instauration et l'efficacité des mesures correctives. CFM a rapidement signalé ce problème au personnel de la CCSN, et a avisé tous les travailleurs touchés au sujet des doses internes recalculées qui les concernent. Même si les erreurs de calcul des doses signifient que CFM n'a pas détecté des épassements de seuils d'intervention associés aux doses internes trimestrielles au moment où ils se sont produits, l'enquête a révélé qu'aucune limite de dose réglementaire n'a été franchie, puisque les doses efficaces maximales annuelles recalculées que les travailleurs ont reçues entre 2003 et 2011 sont demeurées nettement inférieures à la limite de dose annuelle réglementaire de 50 mSv.
En 2013, les deux autres dépassements de seuils d'intervention se sont manifestés en deux occasions différentes, au cours desquelles les doses internes trimestrielles reçues par les travailleurs de CFM ont été établies à 0,82 mSv et à 1,02 mSv, respectivement, soit plus que le seuil d'intervention de CFM de 0,8 mSv/trimestre pour les doses internes. Dans les deux cas, CFM a recensé, contrôlé et instauré les mesures correctives nécessaires. Le personnel de la CCSN est satisfait de la réponse de Cameco à ces dépassements de seuils d'intervention.
Contrôle des risques radiologiques
Le programme de radioprotection et de contrôle de la contamination permet à CFM de contrôler et de minimiser les risques radiologiques et la propagation de la contamination radioactive. Parmi les méthodes utilisées, notons le contrôle et la surveillance de la zone radiologique, dans le but de confirmer l'efficacité du programme. En 2013, les activités de surveillance de routine de CFM n'ont fait ressortir aucune tendance négative.
Dose estimative reçue par la population
Le tableau suivant expose les doses annuelles reçues par la population entre 2009 et 2013. La dose estimative reçue par la population est nettement inférieure à la limite de dose réglementaire fixée par la CCSN à 1 mSv/an. Comme l'indiquent les rapports annuels précédents, et comme il en a été question en 2012 à l'étape du renouvellement du permis, CFM a entreposé des grappes de combustible assemblées dans des remorques en 2011; cette année-là, la dose reçue par la population a donc été supérieure. Par la suite, CFM a construit un entrepôt intérieur technique en 2012 pour y stocker les grappes de combustible. Le personnel de la CCSN signale que la dose reçue par la population en 2013 continue de diminuer depuis 2011, et se situe presque aux doses estimatives de 2010.
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|
| 0,002 mSv | 0,008 mSv | 0,042 mSv | 0,031 mSv | 0,013 mSv |
2.4.3 Protection de l'environnement
Le DSR Protection de l'environnement porte sur les programmes qui recensent, contrôlent et surveillent tous les rejets de substances radioactives et dangereuses provenant des installations ou causés par les activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l'environnement. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- contrôle des effluents et des émissions (rejets)
- système de gestion de l'environnement (SGE)
- évaluation et surveillance
- protection de la population
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » accordée à CFM pour le DSR Protection de l'environnement. | ||||
Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Émissions atmosphériques
CFM continue de surveiller ses rejets d'uranium sous forme gazeuse. Les données de surveillance affichées dans le tableau 2-10 démontrent que les émissions rejetées par la cheminée de l'installation en 2013 faisaient toujours l'objet d'un contrôle efficace et sont demeurées bien en deçà des limites autorisées.
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite autorisée |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Rejets totaux d'uranium par la cheminée (kg/an) | 0,03 | 0,03 | 0,02 | 0,02 | 0,03 | 14 |
Surveillance des effluents liquides
CFM continue également de surveiller ses rejets d'uranium sous forme d'effluents liquides. Les données de surveillance exposées au tableau 2-11 montrent que les effluents liquides de l'installation en 2013 faisaient toujours l'objet d'un contrôle efficace et sont demeurés bien en deçà des limites autorisées.
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite autorisée |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Rejets totaux dans les égouts (kg/an) | 0,65 | 1,05 | 0,68 | 0,61 | 0,55 | 475 |
Système de gestion de l'environnement (SGE)
Le personnel de CFM a mis au point et maintient un SGE qui décrit ses activités intégrées de protection de l'environnement. Son Manuel de radioprotection et de protection de l'environnement décrit le SGE, lequel se compose d'activités telles que l'établissement d'objectifs et de cibles annuels en matière d'environnement qui sont révisés et évalués par le personnel de la CCSN au cours d'activités de vérification de la conformité. Cameco tient une réunion annuelle sur l'examen de la gestion, afin de discuter de problèmes de protection de l'environnement. Dans le cadre de ses activités de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN examine les comptes rendus des réunions et fait un suivi des questions non résolues avec le personnel de l'ICPH.
Certifié ISO-14001, le SGE de CFM est assujetti à des évaluations et examens ISO périodiques qui visent à cerner des améliorations éventuelles.
Évaluation et surveillance
Contrôle des sols
Tous les trois ans, CFM prélève des échantillons de sol à 23 points avoisinant l'installation. Les échantillons prélevés en 2013 ont été analysés pour en déterminer la teneur en uranium. Tous les échantillons ont obtenu des résultats inférieurs à 23 μg/g, la limite d'uranium dans le sol pour les terrains à vocation résidentielle et les parcs fixée par le Conseil canadien des ministres de l'Environnement. La comparaison des résultats de 2013 à ceux des années précédentes révèle que la concentration d'uranium dans le sol n'a pas augmenté. L'annexe F expose les données de l'échantillonnage du sol.
Uranium dans l'air ambiant
CFM utilise des échantillonneurs d'air à grand débit pour mesurer les concentrations d'uranium dans l'air aux points d'impact des panaches de cheminée. Les échantillonneurs sont situés côtés est, nord, sud-ouest et nord-ouest de l'installation. Pour 2013, les échantillonneurs indiquent que la plus haute concentration moyenne annuelle (parmi toutes les stations d'échantillonnage) d'uranium dans l'air ambiant, mesurée autour de l'installation, était de 0,00006 µg/m3, une valeur nettement inférieure à la nouvelle norme de 0,03 µg/m3 du MEO pour l'uranium.
Surveillance des eaux souterraines
Depuis la fin de 2013, CFM dispose d'un réseau de 75 puits de surveillance des eaux souterraines situés sur le site (54) et hors site (21), dans le voisinage immédiat. Ces puits sont crépinés dans le mort-terrain (sol) et certains le sont dans le substrat rocheux. Les puits de surveillance ont deux fonctions. Ils servent d'abord à étudier l'étendue de la concentration antérieure d'uranium dans les eaux souterraines sur le terrain visé par le permis, puis à confirmer que les activités courantes ne contribuent pas à augmenter les concentrations d'uranium dans ces eaux souterraines. Les données de surveillance indiquent que la concentration d'uranium dans les eaux souterraines n'est pas en hausse.
Surveillance des eaux de surface
En 2013, Cameco a prélevé des échantillons des eaux de surface à cinq endroits en juin, et à sept endroits en octobre. Les échantillons ont été pris dans le périmètre de l'installation ou tout juste à côté, et leur teneur en uranium a été analysée.
Les concentrations d'uranium de tous les échantillons d'eau de surface recueillis en 2013 respectaient les objectifs provinciaux de qualité de l'eau (OPQE) intérimaires de 0,005 mg/L, à l'exception des échantillons recueillis au point SO-4 (0,0773 mg/L et 0,0352 mg/L) en juin et en octobre, et au point SO-9 (0,0272 mg/L) en octobre. Ces stations d'échantillonnage se trouvent dans un fossé menant au ruisseau. Les concentrations d'uranium dans les échantillons recueillis à deux endroits à l'extérieur du site (c.-à-d. en aval de CFM) étaient inférieures aux OPQE.
Le personnel de la CCSN continuera de superviser les activités de surveillance de Cameco à ces endroits, de manière à déterminer si les eaux de surface renferment des concentrations élevées d'uranium.
Protection de la population
Le titulaire de permis doit démontrer qu'il a pris des mesures appropriées pour protéger la santé et la sécurité de la population contre les expositions à des substances dangereuses rejetées par l'installation.
À l'heure actuelle, le titulaire de permis se sert de programmes de surveillance des effluents et de l'environnement afin de vérifier que les substances dangereuses rejetées ne provoquent pas des concentrations dans l'environnement susceptibles de nuire à la santé publique.
La CCSN reçoit des rapports sur les rejets dans l'environnement, conformément aux exigences en matière de rapports exposées dans le permis d'exploitation et le manuel des conditions de permis de CFM. L'examen des rejets de substances dangereuses (non radiologiques) par CFM en 2013 révèle que la population et l'environnement n'ont été exposés à aucun risque important pendant cette période.
Les programmes de CFM résumés plus tôt indiquent que la population demeure protégée contre les émissions de l'installation.
2.4.4 Santé et sécurité classiques
Le DSR Santé et sécurité classiques englobe la mise en œuvre d'un programme de gestion des risques non radiologiques pour la sécurité en milieu de travail et de protection du personnel et de l'équipement. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- rendement
- pratiques
- sensibilisation
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » de Cameco Fuel Manufacturing pour le DSR Santé et sécurité classiques. CFM a instauré et maintient un programme de santé et de sécurité classiques, comme l'exigent la LSRN et la partie II du Code canadien du travail. | ||||
Rendement
CFM applique divers indicateurs de rendement clés (IRC) pour mesurer l'efficacité de son programme de santé et de sécurité classiques. Entre autres, le personnel de la CCSN analyse le nombre annuel d'IEPT et leur gravité. Un IEPT est une blessure survenant au travail qui empêche l'employé de retourner au travail ou d'effectuer ses tâches habituelles pendant une certaine période de temps.
Comme l'indique le tableau 2-12, aucun IEPT n'a été signalé en 2013.
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | |
|---|---|---|---|---|---|
| Incidents entraînant une perte de temps | 1 | 0 | 2 | 0 | 0 |
Pratiques
Les activités de CFM doivent se conformer à la LSRN et à la partie II du Code canadien du travail. CFM s'y prête à l'aide d'un programme complet de protection de l'environnement et de santé et sécurité au travail qui concorde avec les politiques organisationnelles de Cameco et s'inspire de la norme OHSAS 18001.
CFM compte un comité mixte de santé et de sécurité qui se réunit tous les mois pour procéder à un examen du rendement, ainsi qu'un comité d'orientation en matière de santé et de sécurité dont les réunions trimestrielles servent à examiner les révisions à apporter aux politiques, aux procédures et aux programmes. Tous les incidents signalés concernant la santé et la sécurité classiques sont surveillés et gérés à l'aide de la base de données du système de signalement d'incidents de Cameco à CFM.
Sensibilisation
CFM poursuit l'élaboration et la tenue à jour d'un programme exhaustif de santé et de sécurité au travail, et elle surveille les indicateurs de progression et les indicateurs tardifs que sont, notamment, la présence aux réunions sur la sécurité, le pourcentage des inspections mensuelles de la sécurité réalisées, le rendement du comité mixte de santé et de sécurité et diverses autres statistiques en matière de sécurité. Le comité mixte de santé et de sécurité et la direction de la division de Cameco revoient régulièrement ces renseignements, et il en est ressorti plusieurs initiatives de sécurité en 2013. Parmi les améliorations, notons un comité directeur sur la sûreté du combustible dirigé par les travailleurs, des séances mensuelles de sensibilisation à une vaste gamme de sujets liés à la sécurité, une attention soutenue accordée aux blessures ergonomiques, l'instauration d'un programme de protection des mains et la révision de plusieurs procédures. Pendant ses inspections sur le site, le personnel de la CCSN continue de surveiller les changements que CFM apporte aux programmes de santé et de sécurité.
2.5 GE Hitachi Nuclear Energy Canada Inc. (GEH-C)
GE Hitachi Nuclear Energy Canada Inc. (GEH-C) est une entreprise canadienne qui fabrique des grappes de combustible nucléaire à partir de poudre de dioxyde d'uranium (UO2) et de tubes de zircaloy. L'entreprise exploite deux sites en Ontario en vertu d'un permis de la CCSN (FFOL 3622.00 / 2020) : un site à Toronto qui se consacre à la fabrication de pastilles de combustible, et l'autre à Peterborough qui fabrique des grappes de combustible à l'aide des pastilles produites à Toronto.
En 2013, aucune modification n'a été apportée au permis de GEH-C, mais son MCP (LCH-GEH-C-R001) a subi une mise à jour. Le MCP révisé est entré en vigueur le 16 avril 2013 et comporte des changements sollicités par GEH-C à la suite de mises à jour administratives autorisées des documents de référence et des critères de vérification de la conformité. L'annexe F fournit des précisions à ce sujet.
GEH-C à Toronto
Depuis 1965, l'installation de Toronto produit des pastilles de combustible pour les réacteurs nucléaires, et elle occupe un petit site à Toronto. En 2013, GEH-C y embauchait environ 66 travailleurs. Les environs immédiats de l'installation sont visibles dans la photo aérienne de la figure 2-12. Les risques associés à l'installation de Toronto sont surtout industriels et radiologiques, et ils découlent du traitement de la poudre d'UO2 pour en faire des pastilles de céramique de dimensions précises.
Le texte complémentaire
Cette photo montre une vue aérienne de l’installation de GEH-C à Toronto qui occupe un petit site dans la ville de Toronto.
GEH-C à Peterborough
L'installation de Peterborough assemble également des grappes de combustible pour le réacteur CANDU depuis 1965, et elle occupe un site industriel plus vaste qui appartient à General Electric Canada. L'installation située au cœur de la ville de Peterborough embauche environ 76 employés. La photo aérienne de la figure 2-13 montre l'emplacement de l'établissement.
Le texte complémentaire
La photo aérienne montre l’emplacement de l’installation dans la ville de Peterborough.
L'installation de Peterborough se sert des pastilles d'UO2 fabriquées à Toronto et les assemble en grappes de combustible pour les réacteurs CANDU. En outre, GEH-C à Peterborough comporte un volet services et conception nucléaires qui s'occupe de la réception, de la réparation, de la modification et du retour de l'équipement contaminé provenant d'installations nucléaires de l'extérieur.
2.5.1 Programme d'information et de divulgation publiques de GEH-C
Conformément au document RD/GD-99.3, L'information et la divulgation publiques, que la CCSN a publié en 2012, les grands titulaires de permis au Canada, dont GEH-C, doivent instaurer des programmes d'information publique assortis de protocoles de divulgation.
En janvier 2013, GEH-C a soumis un programme révisé d'information publique qui s'harmonisait aux exigences du document RD/GD-99.3. Le personnel de la CCSN a examiné le programme proposé par GEH-C et recommandé plusieurs améliorations, y compris des améliorations au site Web, une meilleure participation des parties intéressées, la mise sur pied d'un comité de liaison avec la collectivité pour l'installation de Toronto et une évaluation mieux définie du programme.
En mai 2013, GEH-C a soumis un programme actualisé qui tenait compte des commentaires de la CCSN, et le personnel de la CCSN l'a accepté. GEH-C devait instaurer ce nouveau programme approuvé et remettre au personnel de la CCSN des rapports trimestriels sur l'évolution de sa mise en œuvre.
Le personnel de la CCSN a effectué un examen de tous les rapports soumis par GEH-C, dans le but d'évaluer le rendement du titulaire de permis en 2013. En juin 2014, le personnel de la CCSN a aussi réalisé une inspection de type II axée sur le programme d'information et de divulgations publiques (PIDP) de GEH-C. De son évaluation de la mise en œuvre du PIDP de GEH-C, le personnel de la CCSN a conclu qu'en 2013 et à l'approche de 2014, GEH-C a intensifié ses efforts à l'installation de Toronto, à savoir :
- l'envoi d'un bulletin multilingue en mai 2014 à 800 foyers situés aux alentours de l'installation de Toronto
- des visites de l'installation proposées aux citoyens
- une collaboration avec les représentants élus
- la formation d'un comité de liaison avec la collectivité pour l'installation de Toronto
- Lors de la réunion publique de la Commission tenue les 2 et 3 décembre 2013 à Toronto, bien des intervenants ont exprimé des préoccupations à l'égard de la sécurité de l'installation et du manque de sensibilisation et d'information donnée au public au sujet de ses activités. La Commission a donc ordonné à GEH-C de prendre d'autres mesures pour améliorer son PIDP et de fournir des précisions sur sa planification d'urgence et sur le transport des produits d'uranium.
- À ce jour, GEH-C a donné suite aux problèmes soulevés à la réunion de la Commission en affichant sur son site Web son plan d'intervention d'urgence en vigueur, un résumé de son plan d'intervention d'urgence pour le transport et le nom du fournisseur qui vérifie les émissions de ses cheminées. GEH-C a aussi affiché une vidéo qui aborde les préoccupations que soulèvent les principaux scénarios d'accident. La vidéo fournit de l'information sur les accidents ferroviaires, le transport d'uranium, la sûreté des réservoirs d'hydrogène et la prévention des incendies. En outre, GEH-C s'emploie à cerner des activités (séances d'orientation et exercices) avec les services de police et d'incendie de la ville de Toronto qui pourraient présenter un intérêt pour la population, et prévoit rendre ces renseignements publics.
- GEH-C continue d'améliorer son PIDP, et le personnel de la CCSN remarque que, à l'installation de Toronto, un certain nombre d'activités sont toujours en cours de mise en œuvre, y compris la mobilisation du public et l'évaluation du programme par le titulaire de permis.
- La CCSN reconnaît que GEH-C s'efforce de créer un climat d'ouverture, de transparence et de confiance au sein des collectivités de Toronto et de Peterborough. GEH-C dispose actuellement d'un PIDP approuvé par le personnel de la CCSN qui respecte les objectifs du document RD-99.3. Il faut du temps, des ressources, une évaluation constante et une amélioration des programmes pour améliorer la sensibilisation du public et bâtir la confiance d'une collectivité, et ainsi répondre aux besoins d'information d'un voisinage urbain en évolution, comme c'est le cas à l'installation de Toronto. Le personnel de la CCSN continuera toutefois d'exiger de GEH-C qu'il se prête à des communications proactives et directes plus soutenues avec les résidents qui demeurent à proximité des deux installations.
- Comme nous l'avons déjà indiqué, le personnel de la CCSN a soumis à une inspection de type II le programme d'information publique de GEH-C, et soulevé plusieurs pistes d'amélioration. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller l'évolution du PIDP de GEH-C et sa mise en œuvre au moyen d'activités plus nombreuses de surveillance et de vérification de la conformité.
2.5.2 Rendement
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient les cotes de sûreté accordées en 2012. Sur les 14 DSR, 12 sont jugés satisfaisants, tandis que les DSR Protection de l'environnement et Santé et sécurité classiques conservent la cote « Entièrement satisfaisant ». L'annexe C expose les cotes attribuées aux DSR pour les installations de GEH-C entre 2009 et 2013.
GEH-C a poursuivi l'exploitation sécuritaire des deux installations en 2013, et procédé aux mises à l'arrêt prévues pendant les vacances d'été et des Fêtes. En 2013, plusieurs améliorations de taille portaient sur les commandes de l'équipement automatisé, comme celles de la soudeuse de grappes de combustible, du dispositif de coupe à longueur préétablie et du guide de protection, et des mises à niveau visaient la protection du bâtiment 24 contre les incendies, le stockage de la poudre au bâtiment 24 de l'installation de Peterborough, et le renforcement de la sécurité à l'installation de Toronto. Toutes les modifications apportées aux bâtiments, aux processus, à l'équipement et aux procédures de l'installation qui risquent de perturber la sûreté sont évaluées à l'aide des processus de contrôle des changements, de la gestion des changements et d'entretien préventif de GEH-C, qui exigent un examen des effets sur l'environnement, la santé et la sécurité. Une modification concernant le stockage de la poudre d'UO2 a exigé une mise à jour administrative du rapport d'analyse de la sûreté de l'installation et de l'évaluation des risques d'incendie au bâtiment 24. Toutes les modifications adoptées par GEH-C étaient mineures et n'avaient aucune incidence sur le fondement d'autorisation.
En 2013, le seuil d'intervention à déclaration obligatoire pour les doses internes a été dépassé; ce rapport fournit des précisions à ce sujet dans la section consacrée à la radioprotection. Aucun seuil d'intervention associé à la radioprotection n'a été franchi.
En 2013, le personnel de la CCSN a effectué quatre inspections de la conformité de type II, afin de s'assurer que GEH-C se conforme à la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et à ses règlements d'application, à son permis d'exploitation et aux programmes qu'elle utilise pour respecter ses exigences réglementaires. Aucune des conclusions tirées de ces inspections ne soulevait un risque immédiat ou déraisonnable pour la santé, la sûreté et la sécurité des Canadiens et pour l'environnement
2.5.3 Radioprotection
Le DSR Radioprotection traite de la mise en œuvre d'un programme de radioprotection conforme au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit veiller à ce que les niveaux de contamination et les doses de rayonnement reçues par les personnes soient surveillés, contrôlés et maintenus au niveau ALARA. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- application du principe ALARA
- contrôle des doses reçues par les travailleurs
- rendement du programme de radioprotection
- contrôle des risques radiologiques
- dose estimative reçue par la population
En 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » accordée à GEH-C pour le DSR Radioprotection.
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » accordée au DSR Radioprotection de GEH-C. GEH-C a instauré et maintenu un programme efficace de radioprotection, comme l'exige le Règlement sur la radioprotection. | ||||
Application du principe ALARA
Comme l'exige le Règlement sur la radioprotection, GEH-C a poursuivi l'instauration de mesures de radioprotection en 2013 afin de maintenir la radioexposition et les doses de rayonnement au niveau ALARA, tout en tenant compte de facteurs socio-économiques. GEH-C apporte des améliorations à la radioprotection, et le comité ALARA se réunit au moins tous les trois mois pour discuter des doses, des résultats de la vérification interne et des préoccupations liées à la radioprotection des employés. Le comité établit également des objectifs ALARA annuels, comme la réduction des doses reçues par les travailleurs.
Contrôle des doses reçues par les travailleurs
À GEH-C, tous les employés sont soit des TSN ou des non-travailleurs du secteur nucléaire (non-TSN). Les fournisseurs entrent dans la catégorie des non-TSN. Les expositions aux rayonnements sont surveillées afin de les maintenir à l'intérieur des limites de dose réglementaires de la CCSN et de maintenir les doses de rayonnement conformes au principe ALARA. En 2013, aucune des doses de rayonnement reçues par un travailleur et signalées par GEH-C n'a dépassé les limites de dose réglementaires de la CCSN. La dose efficace maximale reçue par un travailleur à l'installation de Peterborough était de 8,0 mSv en 2013, ou 16 % de la limite de dose efficace réglementaire de 50 mSv par période de dosimétrie d'un an. La dose efficace maximale reçue par un travailleur à l'installation de Toronto était de 7,80 mSv en 2013. L'annexe E présente les doses efficaces moyennes et maximales annuelles, de 2009 à 2013. Durant cette période, les doses moyennes sont demeurées plutôt stables, soit autour de 2 mSv pour les deux installations. Ces années-là, la dose maximale aux deux installations oscillait entre 7,1 mSv et 11,9 mSv.
Le texte complémentaire
| Statistiques sur les doses | 2008 | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|---|
| *Limite réglementaire pour la dose efficace : 50 mSv/an * N/D signifie que la donnée n'est pas disponible | ||||||
| Nombre total de personnes contrôlées | 76 | 83 | 73 | 80 | N/D | N/D |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 10,5 | 9,6 | 7,2 | 7,1 | 9,2 | 8,0 |
| Dose efficace moyenne (mSv) | 2,0 | 1,8 | 1,6 | 1,7 | 2,1 | 1,5 |
Le texte complémentaire
| Statistiques sur les doses | 2007 | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|---|
| *Limite réglementaire pour la dose efficace : 50 mSv/an * N/D signifie que la donnée n'est pas disponible | ||||||
| Nombre total de personnes contrôlées | 51 | 52 | 56 | 59 | N/D | N/D |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 9 | 9,7 | 11,9 | 7,8 | 9,2 | 7,8 |
| Dose efficace moyenne (mSv) | 3,5 | 3,3 | 2,2 | 1,6 | 2,0 | 1,4 |
Rendement du programme de radioprotection
À l'aide de diverses activités de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN a évalué le rendement du programme de radioprotection de GEH-C en 2013. Au nombre de ces activités, notons une inspection ciblée de la radioprotection par la CCSN, afin d'en mesurer la conformité avec les exigences réglementaires et les exigences du programme de radioprotection de GEH-C, et ce, en portant une attention particulière à la dosimétrie interne. Même si ces activités de vérification de la conformité ont relevé des pistes d'amélioration à l'égard du contrôle de la contamination et des seuils d'intervention associés aux analyses d'urine à GEH-C, le personnel de la CCSN en conclut que, dans l'ensemble, les mesures correctives prises par GEH-C pour donner suite aux conclusions sont appropriées.
Les seuils d'intervention associés à la radioexposition, aux résultats des analyses d'urine et au contrôle de la contamination sont établis dans le cadre du programme de radioprotection de GEH-C. L'atteinte des seuils d'intervention pousse le personnel de GEH-C à en déterminer la cause et, au besoin, à rétablir l'efficacité du programme de radioprotection. En 2013, un seuil d'intervention a été franchi à GEH-C, et concernait le résultat de l'analyse d'urine d'un travailleur établi à 13,5 µg U/L, soit plus que le seuil d'intervention de 10 µg U/L (microgrammes d'uranium par litre d'urine). Il y a eu enquête, et GEH-C a pris des mesures correctives, dont l'adoption et la modification de politiques et de directives de travail, ainsi que l'amélioration de la formation sur le nettoyage et l'entreposage des respirateurs. Le personnel de la CCSN a jugé les mesures correctives acceptables.
Contrôle des risques radiologiques
GEH-C a adopté des mesures de contrôle des contaminants radiologiques, en vue de contrôler et de minimiser la propagation de la contamination radioactive. Parmi les méthodes de contrôle utilisées, notons un programme de contrôle et une surveillance de la zone de rayonnement pour confirmer l'efficacité du programme. En 2013, les activités de vérification de la conformité de la CCSN ont permis de soulever des pistes d'amélioration du contrôle de la contamination à GEH-C, et GEH-C y a donné suite à la satisfaction du personnel de la CCSN.
Dose estimative reçue par la population
En se fondant sur les rejets annuels d'uranium, les doses maximales potentielles reçues par la population sont estimées aux installations de GEH-C à Toronto et à Peterborough par une corrélation directe avec les LRD des installations. En 2013, la dose efficace estimative de l'installation de Toronto était de 0,38 µSv, soit plus que celle de Peterborough établie à 0,01 µSv. La dose estimative annuelle reçue par la population autour des installations de GEH-C à Toronto et à Peterborough entre 2009 et 2013 est fournie ci-après. Les doses sont nettement inférieures à la limite de dose réglementaire de 1 mSv/an pour la population et s'inscrivent dans l'écart du rayonnement naturel.
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|
| * Avant 2012, GEH-C n'a pas fait état des doses reçues par la population. Les valeurs reportées ici se fondent sur le calcul, par le personnel de la CCSN, des émissions de GEH-C par rapport à la LRD. | ||||
| 0,00085 mSv | 0,00109 mSv | 0,00062 mSv | 0,00083 mSv | 0,00038 mSv |
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|
| <0,00001 mSv | <0,00001 mSv | <0,00001 mSv | <0,00001 mSv | <0,00001 mSv |
2.5.4 Protection de l'environnement
Le DSR Protection de l'environnement porte sur les programmes qui recensent, contrôlent et surveillent tous les rejets de substances radioactives et dangereuses provenant des installations ou causés par les activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l'environnement. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- système de gestion de l'environnement (SGE)
- contrôle des effluents et des émissions (rejets)
- évaluation et surveillance
- protection de la population
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| * Avant 2012, GEH-C n'a pas fait état des doses reçues par la population. Les valeurs reportées ici se fondent sur le calcul, par le personnel de la CCSN, des émissions de GEH-C par rapport à la LRD. | ||||
| ES | ES | ES | ES | ES |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Entièrement satisfaisant » attribuée au DSR Protection de l'environnement de GEC-H. | ||||
Système de gestion de l'environnement (SGE)
Le personnel de GEH-C a mis au point et maintient un SGE qui décrit ses activités intégrées associées à la protection de l'environnement. Le Manuel du programme de gestion de l'environnement de GEH-C décrit le SGE et ses activités, comme l'établissement d'objectifs et de cibles annuels en matière d'environnement, qui sont révisés et évalués par le personnel de la CCSN au moyen d'activités de vérification de la conformité.
GEH-C tient une réunion annuelle sur la sûreté pour discuter de la protection de l'environnement. Dans le cadre de ses activités de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN examine les comptes rendus des réunions et fait un suivi des questions non résolues avec le personnel de GEH-C.
Certifié ISO-14001, le SGE de GEH-C est assujetti à des vérifications et examens ISO périodiques qui visent à cerner d'éventuelles améliorations.
Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Émissions atmosphériques
Pour assurer le respect des limites autorisées, l'air des installations de GEH-C est filtré et échantillonné avant d'être rejeté dans l'atmosphère. En 2013, les rejets annuels d'uranium des installations de Toronto et de Peterborough étaient de 0,006 kg/an et 0,000013 kg/an, respectivement. L'annexe F présente les émissions annuelles d'uranium des installations de GEH-C à Toronto et à Peterborough, de 2009 à 2013. Les émissions annuelles d'uranium des deux installations sont restées nettement inférieures aux limites autorisées. La baisse des émissions d'uranium à l'installation de Toronto s'explique par les améliorations apportées en 2012 à la technologie de contrôle de la pollution de l'air. Les résultats indiquent que les installations de GEH-C réussissent à bien contrôler leurs émissions atmosphériques.
Surveillance des effluents liquides
Pour assurer le respect des limites autorisées, les eaux usées des installations de GEH-C sont recueillies, filtrées et échantillonnées avant d'être rejetées dans les égouts sanitaires de Toronto et de Peterborough. En 2013, les rejets annuels d'uranium des installations de GEH-C à Toronto et à Peterborough étaient de 0,8 kg/an et de 0,0002 kg/an, respectivement. L'annexe F présente les rejets annuels des effluents d'uranium pour les installations de GEH-C à Toronto et à Peterborough, de 2009 à 2013. En 2013, les rejets sont demeurés nettement inférieurs à la limite autorisée. La baisse des émissions d'uranium provenant de l'installation de Toronto s'explique par les changements apportés au procédé de mélange et de traitement des eaux usées. Les résultats indiquent que les installations de GEH-C réussissent à bien contrôler leurs rejets liquides.
Évaluation et surveillance
Contrôle des sols
Tel qu'indiqué précédemment, GEH-C effectue l'échantillonnage du sol à son usine de Toronto dans le cadre de son programme environnemental. Les échantillons sont prélevés dans 49 stations réparties autour de l'installation, et leur teneur en uranium est analysée. Les échantillonnages se font sur le site de GEH-C, sur une propriété commerciale qui longe la limite sud du site et dans des zones résidentielles. En 2013, la concentration moyenne d'uranium dans les terrains à vocation résidentielle était de 1,1 µg/g, tandis que la concentration maximale d'uranium dans le sol se chiffrait à 3,1 µg/g. Ces valeurs sont très inférieures à la limite de 23 μg/g d'uranium dans le sol, fixée par les lignes directrices du CCME pour les terrains à vocation résidentielle et les parcs. L'annexe F présente les données de l'échantillonnage du sol.
Uranium dans l'air ambiant
L'installation de GEH-C à Toronto utilise cinq échantillonneurs d'air à grand débit pour mesurer la concentration d'uranium dans l'air aux points d'impact des panaches de cheminée. Les données tirées de ces échantillonneurs montrent que (parmi toutes les stations d'échantillonnage) la concentration moyenne annuelle la plus élevée d'uranium dans l'air ambiant mesurée autour de l'installation en 2013 était de 0,0007 μg/m3, soit nettement en deçà de la nouvelle norme de 0,03 μg/m3 du MEO pour l'uranium.
Protection de la population
Le titulaire de permis doit démontrer que la santé et la sécurité de la population sont protégées contre les expositions aux substances dangereuses émises par l'installation. Les titulaires de permis de la CCSN doivent s'assurer de prendre des mesures adéquates pour protéger la santé et la sécurité de la population. Les programmes de surveillance des effluents et de l'environnement actuellement exécutés par le titulaire de permis servent à vérifier que les rejets de substances dangereuses n'entraînent pas des concentrations dans l'environnement susceptibles de nuire à la santé publique.
La CCSN reçoit des rapports sur les rejets dans l'environnement grâce à l'application des exigences en matière de rapports décrites dans le permis de GEH-C et dans le MCP. L'examen des rejets de substances dangereuses (non radiologiques) de GEH-C dans l'environnement en 2013 indique que la population et l'environnement n'ont été exposés à aucun risque important pendant cette période.
Les programmes des installations de GEH-C qui sont résumés plus tôt indiquent que la population demeure protégée contre les émissions des installations.
2.5.5 Santé et sécurité classiques
Le DSR Santé et sécurité classiques englobe la mise en œuvre d'un programme de gestion des dangers non radiologiques en matière de sûreté au travail et de protection du personnel et de l'équipement. Ce DSR englobe les éléments suivants :
- rendement
- pratiques
- sensibilisation
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| ES | ES | ES | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » accordée au DSR Santé et sécurité classiques de GEH-C. Dans l'ensemble, les activités de vérification de la conformité menées à GEH-C confirment que GEH-C est en mesure de maintenir sa main-d'œuvre à l'abri des accidents de travail. | ||||
Rendement
GEH-C dispose de plusieurs mesures clés du rendement pour ce DSR, dont le nombre annuel d'IEPT. Un IEPT est une blessure survenant au travail qui empêche l'employé de retourner au travail et de s'acquitter de ses tâches le lendemain ou pendant une certaine période de temps. GE n'a enregistré aucun IEPT en 2013.
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | |
|---|---|---|---|---|---|
| Incidents entraînant une perte de temps | 0 | 0 | 0 | 1 | 0 |
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | |
|---|---|---|---|---|---|
| Incidents entraînant une perte de temps | 0 | 1 | 0 | 0 | 0 |
Pratiques
Les activités de GEH-C doivent satisfaire à la LSRN et à ses règlements, ainsi qu'à la partie II du Code canadien du travail. Le programme de santé et de sécurité classiques des deux installations de GEH-C tombe sous la surveillance du Comité de la sécurité au travail, lequel se réunit tous les mois. Les installations de GEH-C sont certifiées à l'interne par les exigences opérationnelles de GE, notamment par des certificats tels que le site GE Global Star pour l'excellence du programme de santé et de sécurité, grâce auquel un programme de 21 éléments est instauré qui aborde la formation, l'entretien ménager, l'équipement de protection personnelle, les respirateurs, la sécurité des fournisseurs, la protection contre les chutes, la sécurité électrique, le travail en ambiance chaude, les grues et les treuils, la gestion des produits chimiques et autres.
Sensibilisation
GEH-C procède à plusieurs autoévaluations et évaluations pour s'assurer de la conformité et de l'amélioration constante de son programme de santé et sécurité classiques. Des objectifs sont fixés à chaque installation pour une période de rapport et résumés dans le rapport annuel du titulaire de permis, qui fait état d'une surveillance administrative et d'un examen régulier. En 2013, GEH-C a apporté plusieurs améliorations à ses programmes de santé et sécurité classiques, tout en continuant de se concentrer sur la mise à niveau des dispositifs de protection des machines, l'installation de systèmes de sûreté de catégorie 3, tels que des dispositifs de verrouillage, la distribution de tapis de sécurité et les contrôleurs logiques programmables certifiés en matière de sécurité. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller l'efficacité de ces initiatives d'amélioration au cours de ses inspections sur le site
3. Partie II : Installations de traitement des substances nucléaires
3.1 Survol
La deuxième partie du présent rapport porte sur trois installations de traitement des substances nucléaires établies en Ontario :
- Shield Source Incorporated (SSI), à Peterborough
- SRB Technologies (Canada) Incorporated (SRB), à Pembroke
- Nordion (Canada) Inc., à Ottawa
Les permis d'exploitation de SRB et de Nordion doivent être renouvelés en 2015. SRB et Nordion devraient déposer des demandes de renouvellement de permis en 2014, de sorte que le personnel de la CCSN ait suffisamment de temps pour les étudier.
En 2013, SSI a décidé de ne pas solliciter le renouvellement de son permis d'exploitation, choisissant plutôt d'amorcer le nettoyage et la décontamination de son installation afin de se libérer du contrôle réglementaire.
SSI a commencé ses activités de nettoyage et de décontamination en 2013, et les a terminées en mars 2014. Ces activités ont été effectuées par du personnel qualifié, sous la surveillance réglementaire des inspecteurs de la CCSN. En plus de surveiller la conformité de SSI et de produire des rapports, la CCSN a réalisé un échantillonnage indépendant de l'air, du sol et des eaux, et vérifié l'observation de toutes les exigences réglementaires et de tous les critères relatifs au nettoyage. À l'issue de vastes activités d'échantillonnage et de vérification, le personnel de la CCSN a conclu que le bâtiment était propre et qu'il n'y avait aucun risque pour la santé de la collectivité ou pour l'environnement.
Aux fins du présent rapport, SSI n'a pas reçu de cote puisque le titulaire de permis a cessé ses activités. Les efforts réglementaires de la CCSN visaient à s'assurer que l'installation était sécuritaire et entièrement décontaminée. Au nombre de ces efforts, notons la présence sur place d'un inspecteur de la CCSN pendant les travaux de décontamination et de nettoyage.
Le 28 mars 2014, la Commission a accordé à SSI un permis d'abandon de son installation de traitement située à Peterborough (Ontario). Au 1er avril 2014, SSI n'était plus assujettie aux exigences réglementaires de la CCSN.
En 2013, le personnel de la CCSN a réalisé cinq inspections à Nordion et SRB. Tous les problèmes exposés par ces inspections étaient des déficiences mineures que les titulaires de permis ont corrigées.
Le personnel de la CCSN s'est servi des rapports annuels de conformité des titulaires de permis, des révisions apportées à leurs programmes et de leurs réactions aux événements et aux incidents, ainsi que des observations faites pendant les inspections sur le site pour compiler les cotes de rendement des installations de traitement de substances nucléaires en 2013, qui sont présentées au tableau 3-1.
Les titulaires de permis sont tenus de présenter un rapport annuel sur les activités de leurs installations, le 31 mars de chaque année. Les rapports donnent toute l'information liée à l'environnement, à la radioprotection et à la sûreté, y compris les événements et les mesures correctives qui s'y rapportent.
La version complète des rapports se trouve sur le site Web des titulaires de permis, soit :
- Shield Source Incorporated
http://shieldsource.com/public_information/ (en anglais seulement)
- SRB Technologies (Canada) Inc.
http://betalight.com/pip/relations.htm (en anglais seulement)
- Nordion (Canada) Inc.
http://nordion.com/health_and_safety/reports_CNSC.asp (en anglais seulement)
Le texte complémentaire
Cette carte indique l'emplacement des installations de traitement des substances nucléaires en Ontario, Canada : SRB Technologies à Pembroke, Nordion à Ottawa (Kanata) et Shield Source Incorporated à Peterborough.
Sauf pour le DSR Santé et sécurité classiques, qui a obtenu la cote « entièrement satisfaisant », le personnel de la CCSN a attribué la cote « satisfaisant » à tous les DSR de SRB et de Nordion. À Nordion, les DSR Protection de l'environnement et Sécurité ont aussi reçu la cote « entièrement satisfaisant ». Les cotes de rendement de 2013 des installations de traitement des substances nucléaires sont présentées au tableau 3-1.
| Domaine de sûreté et de réglementation | SRB Technologies Inc. | Nordion (Canada) Inc. |
|---|---|---|
| Système de gestion | SA | SA |
| Gestion de la performance humaine | SA | SA |
| Conduite de l'exploitation | SA | SA |
| Analyse de la sûreté | SA | SA |
| Conception matérielle | SA | SA |
| Aptitude fonctionnelle | SA | SA |
| Radioprotection | SA | SA |
| Santé et sécurité classiques | ES | ES |
| Protection de l'environnement | SA | ES |
| Gestion des urgences et protection-incendie | SA | SA |
| Gestion des déchets | SA | SA |
| Sécurité | SA | ES |
| Garanties | S/O | SA |
| Emballage et transport | SA | SA |
3.1.1 Radioprotection
Le RRP exige de chaque titulaire de permis la mise en œuvre d'un programme de radioprotection qui maintient le niveau d'exposition selon les principes ALARA, compte tenu de facteurs socio-économiques. Le RRP exige également que le titulaire de permis détermine les doses provenant de l'activité autorisée, soit la dose efficace et la dose équivalente. La dose efficace s'entend de la somme de toutes les radioexpositions internes et externes au corps en entier. La dose équivalente est une mesure de la dose à laquelle un tissu ou un organe est exposé (comme la peau, les extrémités et le cristallin).
La radioexposition des travailleurs de SRB provient principalement de l'inhalation, de l'ingestion ou de l'absorption cutanée du tritium. Les doses internes sont donc déterminées par des essais biologiques d'urine.
Les travailleurs de Nordion peuvent être exposés aux rayonnements alpha, bêta et gamma provenant des radio-isotopes utilisés en médecine nucléaire, à des fins diagnostiques et dans les produits radiopharmaceutiques, et de la production de sources scellées vouées à des applications industrielles. Nordion mesure les doses d'exposition externe au corps entier et aux extrémités à l'aide de dosimètres. En ce qui concerne les expositions internes au rayonnement, Nordion s'est dotée d'un programme d'essais biologiques pour le contrôle courant de la thyroïde des travailleurs manipulant de l'iode-125 et de l'iode-131. Le programme prévoit aussi des dispositifs de comptage du corps entier ou d'analyse d'urine en cas de teneurs atmosphériques élevées ou si la surveillance de la contamination le justifie.
La CCSN use de plusieurs moyens pour évaluer le programme de radioprotection de chaque titulaire de permis, notamment des examens documentaires, des inspections et l'étude des rapports annuels de conformité de chacun.
Nordion et SRB ont mis en œuvre et tiennent à jour des programmes de radioprotection afin de contrôler les risques radiologiques présents dans leurs installations, et elles ont déterminé et enregistré les doses reçues par chaque personne exerçant des fonctions dans le cadre de leurs activités autorisées. En 2013, aucune des doses de rayonnement signalées n'a dépassé la limite de dose réglementaire fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d'un an.
Le personnel de la CCSN a examiné les données de dosimétrie des titulaires de permis, lesquelles sont présentées à l'annexe E, et estime que les installations de traitement des substances nucléaires maintiennent adéquatement les doses de rayonnement à des niveaux nettement inférieures aux limites réglementaires, conformément au principe ALARA.
Protection de la population
Le titulaire de permis doit démontrer que des mesures appropriées sont prises et appliquées pour protéger la santé et la sécurité de la population contre les expositions aux substances dangereuses rejetées par son installation. Les programmes de surveillance des effluents et de l'environnement exécutés par le titulaire de permis servent à vérifier que tout rejet de substances dangereuses n'entraîne pas des concentrations dans l'environnement susceptibles de nuire à la santé publique.
La CCSN reçoit des rapports sur les rejets dans l'environnement, conformément aux exigences décrites dans le permis d'exploitation de Nordion et dans le MCP de SRB. L'examen des rejets de substances dangereuses (non radiologiques) dans l'environnement révèle que la population et l'environnement n'ont été exposés à aucun risque important pendant cette période.
Les programmes résumés ci-haut démontrent que la population demeure protégée contre les émissions de toutes les installations de traitement des substances nucléaires.
3.1.2 Protection de l'environnement
Le DSR Protection de l'environnement couvre les programmes de détection et de surveillance de tous les rejets de substances nucléaires et dangereuses associés aux activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l'environnement. Les titulaires de permis sont tenus d'élaborer et d'appliquer des politiques, programmes et procédures qui respectent toutes les exigences réglementaires fédérales et provinciales en vigueur, afin de réduire les rejets de substances radioactives et dangereuses dans l'environnement, et de protéger l'environnement. Les titulaires de permis doivent aussi disposer d'un personnel convenablement formé et qualifié pour élaborer, exécuter et maintenir efficacement leurs programmes de protection de l'environnement. Aucune limite autorisée n'a été franchie à l'une ou l'autre des installations de traitement des substances nucléaires en 2013.
3.1.3 Santé et sécurité classiques
La réglementation de la santé et de la sécurité classiques à ces installations relève de Ressources humaines et Développement des compétences Canada (RHDCC) et de la CCSN. Le personnel de la CCSN surveille la conformité aux exigences réglementaires de reddition de comptes de la CCSN. À l'occasion, lorsqu'une inquiétude est soulevée, le personnel de RHDCC est consulté et appelé à prendre des mesures appropriées. Les titulaires de permis déposent leurs rapports d'enquête sur les occurrences dangereuses à la CCSN et à RHDCC, conformément à leurs exigences de production de rapports respectives.
Les titulaires de permis doivent signaler les occurrences non sécuritaires à la CCSN, comme l'exige l'article 29 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (RGSRN). Ces rapports font état des maladies ou blessures graves subies ou potentiellement subies en raison de l'activité autorisée. Le nombre d'IEPT à déclaration obligatoire signalé par toutes les installations est demeuré faible entre 2009 et 2013.
Le personnel de la CCSN conclut que les programmes des titulaires de permis d'exploitation d'une installation de traitement de substances nucléaires, eu égard au DSR Santé et sécurité classiques, ont efficacement protégé la santé et la sécurité des personnes qui y travaillent.
3.1.4 Programmes d'information et de divulgation publiques
En 2013, SRB a commencé à s'adapter aux exigences du document RD/GD-99.3, L'information et la divulgation publiques. Le programme de SRB s'efforce de respecter les critères qui y sont exposés. Le personnel de la CCSN a toutefois déterminé que, pour être satisfaisant, le programme doit être amélioré. SRB s'emploie à réviser son programme de manière à renouveler ses produits et activités de communication, ainsi que son approche de mobilisation des parties intéressées.
Les activités de communication de SRB en 2013 comportaient de nombreuses visites des installations, une présentation faite aux résidents de Pembroke au campus du collège Algonquin de Pembroke, dans le but de discuter de l'installation et de son processus d'autorisation, et l'affichage de ses rapports annuels de rendement sur son site Web.
En 2013, Nordion a commencé à s'adapter aux exigences du document RD/GD-99.3. Son programme s'efforce de respecter les critères qui exposés dans le RD/GD-99.3. Le personnel de la CCSN a toutefois déterminé que, pour être satisfaisant, le programme doit être amélioré. Puisque la collectivité autour de Nordion s'étend, le titulaire de permis doit adopter des mesures proactives pour joindre de nouveaux résidents et continuellement sensibiliser la population à son installation nucléaire et à ses activités. Nordion s'emploie à réviser son programme de manière à renouveler ses activités de communication et son approche de mobilisation des parties intéressées.
Au nombre des activités de communication de Nordion en 2013, notons une publicité dans le journal local et la mise à jour de son site Web auquel l'entreprise a ajouté des renseignements sur le rendement environnemental, la sécurité des transports et son rapport annuel sur le rendement opérationnel. Nordion a aussi eu recours à ses comptes Twitter et Facebook pour informer et mobiliser certains groupes en 2013.
3.2 Shield Source Incorporated
Shield Source Incorporated (SSI) était classée comme une installation de traitement de substances nucléaires. Elle était située à l'aéroport municipal de Peterborough dans la ville du même nom, en Ontario et a détenu un permis de la CCSN, de 1986 à 2014. La figure 3-2 montre une vue aérienne du bâtiment qui abritait SSI. L'installation occupait 300 mètres carrés d'espace commercial loué sur le terrain de l'aéroport.
Le texte complémentaire
Cette photo montre une vue aérienne de l'installation de SSI.
Jusqu'à mai 2012, le permis de SSI l'autorisait à utiliser du tritium gazeux pour produire des sources lumineuses au tritium gazeux (SLTG) et à fabriquer différents appareils à rayonnement contenant de telles sources. L'installation recevait du tritium gazeux utilisé pour remplir les tubes de verre servant à la production de SLTG. Les appareils à rayonnement étaient distribués au Canada et ailleurs dans le monde.
En mars 2013, SSI a annoncé qu'elle cessait ses activités à l'installation de Peterborough. Le personnel de la CCSN lui a par la suite demandé de produire un plan de nettoyage et de décontamination de son installation. SSI a embauché des tiers qualifiés et, en mars 2014, tous les travaux de nettoyage et de décontamination étaient achevés.
Un inspecteur résident de la CCSN était sur place pendant les activités de nettoyage, afin d'assurer la protection de la population et de l'environnement, ainsi que la réalisation des activités par SSI, conformément aux exigences de la CCSN.
Les doses moyenne et maximale reçues par les six travailleurs (SSI et personnel de Radsafe, et inspecteur de la CCSN) à l'issue des activités de nettoyage se situaient à 0,01 mSv et à 0,02 mSv, respectivement. Ces valeurs sont 1000 fois inférieures à la limite de dose réglementaire fixée à 50 mSv/an pour les travailleurs.
La dose potentielle reçue par la population en 2013, principalement attribuable aux activités de nettoyage et aux activités limitées de SSI concernant le désassemblage des enseignes retournées, a été calculée à 0,00523 mSv, soit 0,52 % de la limite de dose autorisée de 1,0 mSv pour la population.
Les rejets totaux de tritium de SSI en 2013 s'établissaient à 3,53 TBq, soit 140 fois moins que sa limite autorisée de 500 TBq/an.
À l'issue des vastes activités d'échantillonnage et de vérification indépendante réalisées par le personnel de la CCSN, le nettoyage de l'installation a satisfait à toutes les exigences réglementaires, et l'installation a pu être libérée du contrôle réglementaire, puisqu'elle ne pose aucun risque pour les futurs occupants et la population.
Le personnel de la CCSN a exercé une surveillance environnementale en 2013, afin de vérifier indépendamment les concentrations de contaminants dans les eaux de surface, le sol et les fruits se trouvant à proximité de l'ancienne installation de SSI. Le tableau 3-2 qui suit présente les résultats de la surveillance indépendante effectuée par la CCSN.
| Échantillonnage | Désignation | Résultats |
|---|---|---|
| Échantillonnage des eaux | Étang en face de SSI (HTO) | 460 Bq/L |
| À la rivière Otonabee (HTO) | < 5 Bq/L | |
| Échantillonnage du sol | Sur le chemin Brealey (HTO) | 16 Bq/L |
| Près de la rivière Otonabee (HTO) | < 5 Bq/L | |
| Échantillonnage des fruits | Pommes cueillies en face de SSI (HTO) | 165 Bq/L |
| Pommes cueillies sur le chemin Brealey (HTO) | < 5 Bq/L |
Le personnel de la CCSN a mesuré la dose potentielle reçue par la population et les travailleurs à l'ancienne installation de SSI et aux alentours. Le scénario le plus extrême – dose reçue par un travailleur procédant à l'excavation de sol comportant la plus forte teneur en tritium – équivaudrait à une dose d'environ 0,002 mSv. D'après la surveillance atmosphérique effectuée à côté de l'installation de SSI, la concentration de tritium dans l'air à l'extérieur de l'installation devrait être de 0,0004 mSv par an. C'est plus de 1000 fois moins que la limite de dose fixée à 1 mSv/an pour la population.
Le personnel de la CCSN a conclu que la dose de tritium à laquelle sont exposés les nouveaux occupants et les personnes à l'extérieur de l'installation est nettement inférieure à la limite de dose réglementaire, et ne pose aucun risque pour l'environnement ou pour la santé et la sécurité des personnes.
Le 28 mars 2014, la Commission a délivré un permis autorisant l'abandon de l'installation de traitement de substances nucléaires de SSI. SSI a depuis quitté la propriété, qui est prête à accueillir un nouvel occupant.
3.3 SRB Technologies (Canada) Incorporated
SRB Technologies (Canada) Inc. (SRB) est une installation de fabrication de sources lumineuses au tritium gazeux, située à Pembroke, en Ontario (voir la figure 3-3). L'établissement utilise du tritium gazeux pour produire des sources lumineuses et elle fabrique des appareils à rayonnement contenant de telles sources. SRB loue des locaux dans un bâtiment industriel, semblable à un centre commercial linéaire. L'habitation la plus proche se trouve à environ 255 mètres de l'établissement. SRB employait 36 personnes en 2013.
Le texte complémentaire
Cette photo montre une vue aérienne de l'installation de SRB Technologies.
Exploitée depuis 1990, l'installation possède un permis de substances nucléaires et, en 2000, elle a obtenu un permis d'exploitation d'une installation de traitement de substances nucléaires de catégorie IB. Le permis actuel délivré en juillet 2010 expirera en juin 2015. En 2013, aucune modification n'a été apportée au permis de SRB, et son MCP (LCH-SRBT-R000) n'a pas fait l'objet d'aucune mise à jour.
3.3.1 Rendement
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « satisfaisant » accordée à tous les DSR de SRB, sauf celui de la santé et la sécurité classiques, qui est jugé « entièrement satisfaisant » compte tenu de la mise en œuvre efficace de ce programme. L'annexe C présente les cotes de rendement de SRB, de 2009 à 2013.
En 2013, aucune modification au bâtiment n'a eu d'incidence sur le fondement d'autorisation, et aucune limite de dose ou limite autorisée, ni aucun seuil d'intervention n'ont été dépassés.
3.3.2 Radioprotection
Le DSR Radioprotection traite de la mise en œuvre d'un programme de radioprotection conforme au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit faire en sorte que les niveaux de contamination et les doses de rayonnement reçues par les personnes sont surveillés, contrôlés et maintenus au niveau ALARA. Ce DSR comprend les éléments suivants :
- application du principe ALARA
- contrôle des doses reçues par les travailleurs
- rendement du programme de radioprotection
- contrôle des risques radiologiques
- dose estimative reçue par la population
Pour 2013, le personnel de la CCSN accorde au DSR Radioprotection de SRB la cote « Satisfaisant ».
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » attribuée au DSR Radioprotection de SRB. SRB a mis en œuvre et tient à jour un programme efficace de radioprotection, comme l'exige le Règlement sur la radioprotection. | ||||
Application du principe ALARA
Comme l'exige le Règlement sur la radioprotection, SRB a poursuivi l'application de mesures de RP en 2013, afin de maintenir les expositions aux rayonnements et les doses de rayonnement conformes au principe ALARA, tout en tenant compte de facteurs socio-économiques. SRB fixe des objectifs de RP et des cibles ALARA, tels que les initiatives de réduction des doses reçues par les travailleurs, afin de surveiller la RP et d'améliorer le rendement du programme.
Contrôle des doses reçues par les travailleurs
Tous les travailleurs de SRB ont le statut de TSN. L'exposition aux rayonnements est surveillée afin d'assurer le respect des limites de dose réglementaires de la CCSN et de maintenir les doses de rayonnement conformes au principe ALARA. En 2013, aucune des doses de rayonnement reçues par un travailleur et signalées par SRB n'a dépassé les limites de dose réglementaires de la CCSN. En 2013, la dose efficace maximale reçue par un travailleur était de 1,9 mSv, soit environ 4 % de la limite réglementaire de 50 mSv par période de dosimétrie d'un an. Les doses efficaces moyennes et maximales annuelles de 2009 à 2013 sont indiquées à la figure 3-4.
Au cours des cinq dernières années, les doses moyennes ont oscillé entre 0,1 mSv et 0,3 mSv, mais demeurent faibles et à l'intérieur des limites acceptables. La dose maximale pour ces années varie aussi entre 0,8 mSv et 1,9 mSv, marquant une hausse entre 2012 et 2013. La variation annuelle de la radioexposition du personnel de SRB est directement associée à trois facteurs primaires : le niveau de production, les types de sources lumineuses fabriquées et les résultats de l'amélioration des procédés de fabrication en fonction du principe ALARA. La hausse récente de la dose efficace reçue par les travailleurs est en partie attribuable au traitement du tritium qui a presque triplé.
Le texte complémentaire
| Statistiques sur les doses | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| *Limite réglementaire pour la dose efficace : 50 mSv/an * N/D signifie que la donnée n'est pas disponible | |||||
| Nombre total de personnes contrôlées | 18 | 17 | 18 | 22 | N/D |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 1,5 | 0,9 | 1,2 | 0,8 | 1,9 |
| Dose efficace moyenne (mSv) | 0,3 | 0,1 | 0,3 | 0,1 | 0,2 |
Rendement du programme de radioprotection
Dans le cadre de son programme de radioprotection, SRB établit des seuils d'intervention associés aux expositions aux rayonnements et des mesures de contrôle de la contamination. L'atteinte d'un seuil d'intervention pousse le personnel de SRB à en déterminer la cause et, au besoin, à rétablir l'efficacité du programme de radioprotection.
SRB a révisé tous ses seuils d'intervention en 2012, de manière à détecter une perte potentielle de contrôle du programme de radioprotection. En 2013, SRB a adopté des seuils d'intervention révisés bien inférieurs à ceux dont elle se servait les années précédentes. Le personnel de la CCSN a examiné et accepté ces seuils d'intervention révisés.
En 2013, SRB n'a franchi aucun seuil d'intervention.
Contrôle des risques radiologiques
SRB a instauré des mesures de contrôle des contaminants radiologiques afin de contrôler et de minimiser la propagation de la contamination radioactive. Au nombre de ces méthodes de contrôle, notons l'utilisation d'un programme de contrôle de la zone de rayonnement et la surveillance de l'efficacité du programme. Le contrôle de la contamination au tritium est maintenu par l'évaluation des niveaux de contamination au tritium non fixé à la grandeur de l'installation à l'aide d'une vérification par frottis et d'un comptage par scintillation liquide des frottis. SRB applique aussi des limites administratives à la contamination de surface pour chaque zone de rayonnement.
Dose reçue par la population
Les doses annuelles reçues par la population entre 2009 et 2013 figurent au tableau qui suit. La dose estimative reçue par la population est nettement inférieure à la limite de dose réglementaire fixée par la CCSN à 1 mSv/an.
Par conséquent, la population demeure protégée contre les rejets de l'installation de SRB.
3.3.3 Protection de l'environnement
Le DSR Protection de l'environnement porte sur les programmes qui recensent, contrôlent et surveillent tous les rejets de substances radioactives et dangereuses provenant des installations ou causés par les activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l'environnement. Ce DSR comprend les éléments suivants :
- contrôle des effluents et des émissions (rejets)
- système de gestion de l'environnement (SGE)
- évaluation et surveillance
- protection de la population
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|
0,0066 mSv | 0,0050 mSv | 0,0050 mSv | 0,0043 mSv | 0,0068 mSv |
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » attribuée au DSR Protection de l'environnement de SRB. | ||||
Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Émissions atmosphériques
Les émissions atmosphériques de SRB se maintiennent en deçà des limites fixées dans son permis d'exploitation. Les résultats de surveillance présentés au tableau 3-3 démontrent que les émissions produites par la cheminée de l'installation ont été bien contrôlées et sont de loin demeurées sous les limites autorisées pour SRB. La hausse relative du tritium total rejeté dans l'air est associée au traitement du tritium qui a triplé à SRB. Néanmoins, la dose reçue par la population demeure très fiable.
De 2009 à 2013, les seuils d'intervention n'ont jamais été dépassés.
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite autorisée (TBq/an) |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Tritium sous forme d'oxyde de tritium (HTO), TBq/an | 14,25 | 9,17 | 12,50 | 8,40 | 17,82 | 67 |
| Tritium total (HTO et HT), TBq/an | 40,55 | 36,43 | 55,68 | 29,90 | 78,88 | 448 |
Surveillance des effluents liquides
En 2013, SRB a poursuivi la surveillance des rejets de tritium dans les effluents liquides de l'installation. Les données de surveillance de 2009 à 2013, qui figurent au tableau 3-4, indiquent que l'installation continue de contrôler efficacement ses effluents liquides et que les concentrations de tritium restent nettement en deçà de la limite autorisée.
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite autorisée (TBq/an) |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Tritium soluble dans l'eau – TBq/an | 0,062 | 0,007 | 0,008 | 0,012 | 0,009 | 0,200 |
Système de gestion de l'environnement (SGE)
Le personnel de SRB a mis au point et maintient un SGE qui décrit les activités intégrées associées à la protection de l'environnement de l'installation. Le SGE de SRB prévoit des activités telles que l'établissement d'objectifs et de cibles annuels en matière d'environnement, lesquels sont révisés et évalués par le personnel de la CCSN au moyen d'activités de vérification de la conformité. SRB tient une réunion annuelle sur la sûreté pour discuter de la protection de l'environnement. Dans le cadre de ses activités de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN examine les comptes rendus qui en découlent et fait un suivi des questions non résolues avec le personnel de SRB.
Évaluation et surveillance
Contrôle de la qualité de l'air
SRB a installé 40 échantillonneurs d'air passifs dans un rayon de 2 km autour de l'installation. Les échantillons sont prélevés et analysés mensuellement par un laboratoire indépendant qualifié.
Les échantillonneurs d'air passifs représentent les voies d'exposition par inhalation et absorption cutanée du tritium, et leurs données servent à calculer la dose reçue par la population. Pour 2013, les résultats des échantillonneurs démontrent de faibles concentrations de tritium dans l'air, ce qui correspond aux émissions atmosphériques mesurées en 2013 qui étaient nettement inférieures aux limites autorisées pour SRB. Les résultats de la surveillance systématique des fruits et légumes frais, du lait, etc., afin d'appuyer le calcul des doses reçues par la population concordait avec les résultats attendus de la surveillance des émissions atmosphériques et de la qualité de l'air.
Le contrôle de la qualité de l'air confirme une très faible exposition de la population au tritium.
Surveillance des eaux souterraines
Depuis le dernier renouvellement de son permis en 2010, un relevé des eaux souterraines réalisé par SRB a confirmé que les puits en milieu résidentiel (dont la plus forte teneur en tritium a atteint 226 Bq/L en 2013) et la rivière Muskrat (dont les concentrations de tritium ont varié de 3,2 à 22 Bq/L au cours des deux dernières années) ne risquent pas – maintenant ou plus tard – de dépasser les Recommandations pour la qualité de l'eau potable au Canada de 7 000 Bq/L.
L'échantillonnage des eaux souterraines se fait dans 57 puits d'eau non potable. C'est dans le puits MW06-10 situé à proximité des cheminées de SRB qu'on a décelé la plus forte concentration de tritium, soit une moyenne de 33 402 Bq/L en 2011, de 39 491 Bq/L en 2012, et de 30 380 Bq/L en 2013. Ces valeurs se limitent à une petite zone près de l'installation et représentent ses rejets antérieurs. Les valeurs restent dans la fourchette établie à partir des données du profil pédologique obtenu en 2006 lors du forage des puits.
Les concentrations de tritium diminuaient fortement en s'éloignant du site de SRB. La figure 3-5 montre quelques exemples de la répartition spatiale des concentrations annuelles moyennes de tritium dans les eaux souterraines de cette zone en 2013.
La plus forte concentration de tritium dans l'eau potable d'un puits éventuel a été trouvée au puits B-2 de l'installation, avec une moyenne de 1 616 Bq/L en 2013. SRB a continué de fournir de l'eau potable embouteillée à l'entreprise, même si les concentrations de tritium étaient bien inférieures à la limite de 7 000 Bq/L des Recommandations pour la qualité de l'eau potable au Canada.
Le texte complémentaire
Cette photo montre une vue aérienne de l’emplacement des puits de surveillance des eaux souterraines, y compris les concentrations de tritium en Bq/L.
Puits RW-2 : 114 Bq/L
Puits MW06-10 : 30 380 Bq/L
Puits B-1 : 1 032 Bq/L
Puits B-3 : 4 Bq/L
Puits RW-10 : 4 Bq/L
Protection de la population
Les titulaires de permis de la CCSN doivent veiller à protéger la santé et la sécurité de la population contre les expositions aux substances dangereuses rejetées par leur installation, et démontrer qu'ils y parviennent.
SRB ne rejette dans l'environnement aucune substance dangereuse (non radiologique) susceptible de mettre la population ou l'environnement à risque.
3.3.4 Santé et sécurité classiques
Le DSR Santé et sécurité classiques traite de la mise en œuvre d'un programme de gestion des risques pour la sécurité au travail et de protection du personnel et de l'équipement. Ce DSR comprend les éléments suivants :
- rendement
- pratiques
- sensibilisation
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | ES | ES |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Entièrement satisfaisant » accordée au DSR Santé et sécurité classiques de SRB, compte tenu de son programme efficace de santé et sécurité classiques. Dans l'ensemble, les activités de vérification de la conformité réalisées à SRB confirment que, pour toutes ses activités, l'installation continue d'accorder de l'importance à la santé et la sécurité classiques. SRB a démontré qu'elle arrive à protéger sa main-d'œuvre contre les accidents de travail. | ||||
Rendement
Le nombre d'IEPT qui se produisent chaque année constitue une mesure clé du rendement de ce DSR. Un IEPT est une blessure survenant au travail qui empêche l'employé de retourner au travail pendant une certaine période de temps. Comme l'indique le tableau 3-5, le nombre d'IEPT demeure nul en 2013.
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | |
|---|---|---|---|---|---|
| Incidents entraînant une perte de temps | 0 | 0 | 1 | 0 | 0 |
Pratiques
Les activités de SRB doivent satisfaire à la LSRN et ses règlements, ainsi qu'à la partie II du Code canadien du travail. Par conséquent, SRB est tenu de signaler à Ressources humaines et Développement des compétences Canada les incidents qui se traduisent par une blessure.
En conformité avec la partie II du Code canadien du travail, SRB compte un comité de santé et de sécurité au travail formé de deux représentants. Le comité doit se réunir au moins neuf fois l'an. En 2013, il a tenu 12 réunions dont les comptes rendus sont conservés et analysés par le personnel de la CCSN au cours de ses inspections.
Sensibilisation
SRB maintient un programme exhaustif de santé et sécurité classiques. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller l'efficacité de ce programme au cours de ses inspections.
3.4 Nordion (Canada) Inc.
Nordion (Canada) Inc. (Nordion) est autorisé à exploiter une installation de traitement des substances nucléaires de catégorie IB, qui jouxte des terrains industriels et des propriétés résidentielles à Ottawa, en Ontario. La figure 3-6 montre un employé manipulant les nombreuses cellules chaudes à Nordion.
Le texte complémentaire
Cette photo montre un employé de Nordion qui travaille avec un manipulateur de cellules chaudes.
Nordion transforme des radio-isotopes non scellés, comme de l'iode-131, destinés à un usage médical ou scientifique, et fabrique des sources de rayonnement scellées pour des usages industriels.
Aucune modification n'a été apportée en 2013 au permis de Nordion, qui ne dispose actuellement pas d'un manuel des conditions de permis (MCP). Un MCP sera toutefois préparé pour Nordion en vue de sa prochaine audience de 2015 consacrée au renouvellement de son permis.
3.4.1 Rendement
Pour 2013, le personnel de la CCSN accorde la cote « Satisfaisant » à tous les DSR de Nordion, sauf aux DSR Protection de l'environnement, Santé et sécurité classiques et Sécurité, qui ont obtenu la cote « Entièrement satisfaisant ». L'annexe C expose les cotes de rendement attribuées de 2009 à 2013 à l'installation de Nordion.
En 2013, l'installation a été exploitée dans le respect de sa conception originale, et aucune modification majeure n'a été apportée aux zones structurales du bâtiment ou aux zones désignées actives. Nordion a fait plusieurs améliorations à ses programmes de radioprotection, de santé et sécurité classiques, de protection de l'environnement et de protection-incendie. Ces programmes s'inscrivent dans le programme de gestion de l'assurance de la qualité. De plus, Nordion a établi un programme fondé sur une approche systématique à la formation qui vise les postes essentiels à la sûreté et ceux liés à la sûreté.
Dans aucun cas, la limite réglementaire n'a été franchie ou un seuil d'intervention atteint ou dépassé en 2013. Toutes les doses mesurables reçues par le personnel et la population se situaient dans les limites réglementaires, et aucune dose interne ou limite n'a été dépassée.
En 2013, une blessure invalidante s'est produite à Nordion et a entraîné un arrêt de travail de 18 jours. La blessure est survenue lorsqu'un employé a ressenti une douleur au bas du dos après avoir soulevé de l'équipement portatif. Nordion a aussi enregistré trois blessures mineures à la suite de glissements, de trébuchements et de chutes qui n'ont pas entraîné d'arrêt de travail.
3.4.2 Radioprotection
Le DSR Radioprotection traite de la mise en œuvre d'un programme de radioprotection conforme au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit faire en sorte que les niveaux de contamination et les doses de rayonnement reçues par les personnes sont surveillés, contrôlés et maintenus selon le principe ALARA. Ce DSR comprend les éléments suivants :
- application du principe ALARA
- contrôle des doses reçues par les travailleurs
- rendement du programme de radioprotection
- contrôle des risques radiologiques
- dose estimative reçue par la population
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » accordée au DSR Radioprotection de Nordion.
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | SA | SA | SA |
Pour 2013, le personnel de la CCSN maintient la cote « Satisfaisant » accordée au DSR Radioprotection de l'installation de traitement des substances nucléaires Nordion (Canada) Inc. Nordion exécute et maintient un programme efficace de radioprotection, comme l'exige le Règlement sur la radioprotection. | ||||
Application du principe ALARA
Chaque année, Nordion se fixe des objectifs ALARA dans le but de maintenir les doses de rayonnement des employés conformes au principe ALARA. Le rendement à l'égard de ces objectifs est régulièrement évalué et surveillé.
Contrôle des doses reçues par les travailleurs
Tous les employés de Nordion ont le statut de travailleur du secteur nucléaire (TSN). En 2013, aucune des doses de rayonnement reçues par un travailleur et signalées par Nordion n'a dépassé les limites de dose réglementaires de la CCSN. La dose efficace maximale reçue par un TSN affecté à la zone en activité en 2013 était de 6,4 mSv, ou environ 13 % de la limite réglementaire de 50 mSv fixée par la CCSN par période de dosimétrie d'un an. Les doses efficaces moyennes et maximales annuelles de 2009 à 2013 sont indiquées à la figure 3-7.
Pendant ces années-là, la dose moyenne est demeurée relativement stable à 0,6 mSv, et la dose maximale est passée de 4,6 mSv à 6,4 mSv. Cette tendance à la hausse est attribuable à l'accroissement des activités de production et d'expédition du cobalt, et les plus fortes doses ont été reçues par les travailleurs affectés aux opérations de cobalt de Nordion.
Aux fins de la surveillance de l'exposition interne aux rayonnements, Nordion a poursuivi la mise en œuvre d'un programme d'essais biologiques à l'installation pour le contrôle de routine de la thyroïde des TSN qui travaillent avec de l'iode-125 et de l'iode-131. Le programme comporte également des dispositifs de comptage du corps entier et d'analyse d'urine lorsque des teneurs atmosphériques élevées sont décelées ou que la surveillance de la contamination le justifie. En 2013, il n'y a eu aucun dépassement du seuil pour le contrôle de la thyroïde déclenchant une enquête à Nordion, et aucun incident n'a nécessité un comptage de la dose au corps entier ou une analyse d'urine.
Le texte complémentaire
| Statistiques sur les doses | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| *Limite réglementaire pour la dose efficace : 50 mSv/an * N/D signifie que la donnée n'est pas disponible | |||||
| Nombre total de personnes contrôlées | 335 | 332 | 325 | N/D | N/D |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 4,6 | 4,9 | 5,1 | 5,2 | 6,4 |
| Dose efficace moyenne (mSv) | 0,6 | 0,7 | 0,6 | 0,6 | 0,6 |
Rendement du programme de radioprotection
Le rendement du programme de radioprotection de Nordion a été évalué en 2013 à l'aide de diverses activités de vérification de la conformité réalisées par le personnel de la CCSN, entre autres, sur des sujets associés à la radioprotection. L'évaluation du personnel de la CCSN indique que, dans l'ensemble, la conformité de Nordion au Règlement sur la radioprotection et aux exigences du permis délivré par la CCSN était acceptable.
Dans le cadre de son programme de radioprotection, Nordion a établi des seuils d'intervention relatifs à la radioexposition et au contrôle de la contamination. L'atteinte d'un seuil d'intervention pousse le personnel de Nordion à en déterminer la cause et, au besoin, à rétablir l'efficacité du programme de radioprotection. En 2013, Nordion n'a franchi aucun seuil d'intervention.
Contrôle des risques radiologiques
Nordion a poursuivi la mise en œuvre d'un programme d'évaluation radiologique et de contrôle de la contamination, lequel consiste en l'échantillonnage et la surveillance systématiques des zones actives ou non actives de l'installation. En 2013, les activités de surveillance de routine à Nordion n'ont relevé aucune tendance négative.
Dose estimative reçue par la population
Nordion surveille les rayons gamma dans l'environnement avec des dosimètres à thermoluminescence installés à divers endroits dans le sens des vents dominants, afin de déceler les rejets atmosphériques de l'installation, et aux résidences des employés de Nordion. Les résultats indiquent que les seuils de rayonnement gamma à ces points de surveillance se situent dans les limites du rayonnement naturel, c'est-à-dire que Nordion ne contribue pas à la dose dans le périmètre de l'installation ou à l'extérieur de celui-ci.
En 2013, les doses reçues par la population à la suite des activités de l'installation de Nordion sont demeurées négligeables (0,0018 mSv/an). En effet, l'entreprise n'a rejeté dans l'environnement que de très petites quantités de substances nucléaires.
3.4.3 Protection de l'environnement
Le DSR Protection de l'environnement traite des programmes qui détectent, contrôlent et surveillent tous les rejets de substances nucléaires et dangereuses dans l'environnement, leurs concentrations dans l'environnement et les effets potentiels des activités autorisées sur l'environnement. Le DSR à Nordion comprend les éléments suivants :
- contrôle des effluents et des émissions (rejets)
- système de gestion de l'environnement (SGE)
- évaluation et surveillance
- protection de la population
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | ES | ES | ES |
Au cours de la période d'examen, le personnel de la CCSN a attribué la cote « Entièrement satisfaisant » au DSR Protection de l'environnement de Nordion. Nordion poursuit la mise en œuvre et la tenue à jour d'un programme efficace de protection de l'environnement, dans le but de contrôler et de surveiller ses rejets liquides de substances nucléaires et dangereuses dans l'environnement. | ||||
Contrôle des effluents et des émissions (rejets)
Les titulaires de permis de la CCSN sont tenus d'élaborer et d'appliquer des politiques, programmes et procédures qui respectent tous les exigences réglementaires fédérales et provinciales, afin de réduire le rejet de substances radioactives et dangereuses dans l'environnement et de protéger l'environnement. Les titulaires de permis doivent aussi disposer d'un personnel convenablement formé et qualifié pour élaborer, mettre en œuvre et tenir à jour efficacement leurs programmes de protection de l'environnement
Émissions atmosphériques
Nordion continue de surveiller et de réduire ses rejets de matières radioactives et autres substances dangereuses. Le personnel de la CCSN confirme que, selon les données déclarées par Nordion en 2013, les rejets de substances nucléaires étaient bien inférieurs aux limites réglementaires, et aucun seuil d'intervention n'a été dépassé. En outre, les rejets représentaient un très faible pourcentage de la limite réglementaire (aussi appelée limite de rejet dérivée ou LRD). L'annexe F présente les données concernant les émissions atmosphériques. Les émissions atmosphériques maximales équivalaient à moins de 0,2 % de la LRD.
Surveillance des effluents liquides
Nordion continue de surveiller tous les effluents liquides avant leur rejet dans le réseau des égouts municipaux. Tous les rejets liquides se sont révélés nettement inférieurs aux limites autorisées par la CCSN. L'annexe F expose les données de 2009 à 2013 sur les effluents liquides. Aucun seuil d'intervention n'a été dépassé de 2009 à 2013.
Système de gestion de l'environnement (SGE)
Nordion a mis au point et instauré un SGE, et il maintient sa conformité à la norme ISO 14001:2004.
Le personnel de la CCSN a évalué le programme de protection de l'environnement de Nordion en 2013. Nordion a aussi procédé à dix inspections environnementales s'inscrivant dans son programme de protection de l'environnement, dans le but de relever des pistes d'amélioration ou des préoccupations. ISO a par ailleurs soumis le SGE à une vérification de maintenance annuelle et, bien qu'aucun écart de conformité n'ait été constaté, quatre pistes d'amélioration en sont ressorties.
Évaluation et surveillance
Nordion poursuit la mise en œuvre de programmes de surveillance environnementale qui consistent à surveiller les eaux souterraines, à prendre des échantillons de sol et à installer des dosimètres thermoluminescents dans l'environnement, dans le but d'observer l'exposition aux rayonnements gamma dans le périmètre de l'installation.
Surveillance des eaux souterraines
En 2013, Nordion a échantillonné des eaux souterraines pour en analyser les contaminants radioactifs et non radioactifs.
Au moins une fois l'an, depuis 2005, Nordion surveille la présence de contaminants non radioactifs dans les eaux souterraines, comme l'ammoniac, le nitrate, le carbone organique dissous, les matières dissoutes totales, le fer et les hydrocarbures pétroliers totaux. Le dernier échantillonnage des eaux souterraines pour y déceler la présence de contaminants non radiologiques remonte à septembre 2013. Les résultats de la surveillance n'ont démontré aucun changement important de la teneur en contaminants non radioactifs dans les eaux souterraines en 2013, comparativement à celle des années précédentes qui frôlait les concentrations naturelles ou la limite de détection.
En 2013, Nordion a amorcé l'échantillonnage des eaux souterraines pour en établir la teneur en contaminants radiologiques. Les échantillons ont été prélevés en novembre 2013. Les résultats démontrent que seuls des radionucléides naturels non traités à cet endroit ont été décelés, et que Nordion n'a rejeté aucune substance nucléaire ou dangereuse dans les eaux souterraines.
Échantillonnage des sols
Nordion fait l'échantillonnage des sols tous les deux ans dans le but d'en déterminer la teneur en substances radioactives. Des travaux d'échantillonnage effectués en 2012 n'ont fait ressortir aucune substance nucléaire attribuable aux activités autorisées de Nordion.
Protection de la population
Le titulaire de permis doit démontrer que la santé et la sécurité de la population sont protégées contre l'exposition aux substances dangereuses rejetées par l'installation. Les titulaires de permis de la CCSN doivent prendre des mesures adéquates pour protéger la santé et la sécurité de la population. Les programmes de surveillance des effluents et de l'environnement actuellement exécutés par le titulaire de permis veillent à ce que les rejets de substances dangereuses n'entraînent pas des concentrations dans l'environnement susceptibles de nuire à la santé publique.
La CCSN reçoit des rapports sur les rejets dans l'environnement, comme l'exigent le permis d'exploitation de Nordion et le MCP. L'examen des rejets de substances dangereuses (non radioactives) dans l'environnement par Nordion effectué en 2013 indique que la population et l'environnement n'ont couru aucun risque important pendant cette période.
Les programmes établis à l'installation de Nordion, et résumés ci-haut, montrent que la population demeure protégée contre les émissions de l'installation.
3.4.4 Santé et sécurité classiques
Le DSR Santé et sécurité classiques traite de la mise en œuvre d'un programme de gestion des risques pour la sécurité au travail et de protection du personnel et de l'équipement. Ce DSR comprend les éléments suivants :
- rendement
- pratiques
- sensibilisation
| Classement de la conformité globale | ||||
|---|---|---|---|---|
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
| SA | SA | ES | ES | ES |
Pour 2013, le personnel de la CCSN attribue la cote « Entièrement satisfaisant » au DSR Santé et sécurité classiques de Nordion. Dans l'ensemble, les activités de vérification de la conformité confirment que, pour toutes ses activités, Nordion accorde toujours de l'importance à la santé et la sécurité classiques. | ||||
Rendement
Pour ce DSR, le nombre annuel d'IEPT constitue une mesure clé du rendement. Un IEPT est une blessure survenant au travail qui empêche l'employé de retourner au travail pendant une certaine période de temps. Comme le démontre le tableau 3-6, Nordion a enregistré un IEPT en 2013.
| 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | |
|---|---|---|---|---|---|
| Incidents entraînant une perte de temps | 1 | 2 | 0 | 0 | 1 |
La blessure invalidante s'est produite après qu'un employé se soit penché pour soulever une pièce d'équipement portatif. Une fois relevé, il a ressenti une douleur au bas du dos. La blessure a entraîné un arrêt de travail de 18 jours.
Nordion a enregistré trois blessures mineures en 2013 qui faisaient suite à des glissements, des trébuchements et à des chutes, mais celles-ci n'ont occasionné aucun arrêt de travail.
Pratiques
Les activités de Nordion doivent satisfaire à la LSRNet ses règlements, ainsi qu'à la partie II du Code canadien du travail. Un comité de santé et de sécurité au travail patronal-syndical se réunit habituellement chaque mois. Le comité d'orientation en matière de santé et de sécurité compte des représentants patronaux et syndicaux, et se réunit ordinairement tous les trois mois.
En 2013, Nordion a apporté plusieurs améliorations au programme de santé et de sécurité classiques, notamment :
- la création d'un programme d'analyse du risque professionnel exécuté conjointement par les gestionnaires des opérations à risque élevé et les employés concernés
- la réalisation d'une évaluation de la culture de sûreté auprès de tous les employés, laquelle a produit des résultats positifs
- la création et l'instauration d'un programme de manipulation d'équipement qui prévoit des instructions et de la formation à l'intention des employés affectés aux activités, et qui décrit les pratiques ergonomiques appropriées à adopter pour le soulèvement manuel et la manipulation de l'équipement
Sensibilisation
Nordion poursuit l'élaboration et le maintien d'un programme exhaustif de gestion de la santé et la sécurité classiques au bâtiment des opérations de Kanata. En 2013, les comités de santé et sécurité de Nordion se sont réunis régulièrement, et la direction de Nordion a apporté plusieurs améliorations aux programmes de manutention de l'équipement et de sensibilisation à la culture de sûreté. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller l'efficacité de ces améliorations au cours de ses inspections.
Glossary
- Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA)
- L’AIEA est un organisme international indépendant faisant partie de l’Organisation des Nations Unies (ONU). L’AIEA, dont les bureaux sont situés à Vienne, travaille de concert avec ses États membres et de multiples partenaires partout dans le monde afin de promouvoir l’utilisation sûre, sécuritaire et pacifique des technologies nucléaires. L’AIEA fait rapport une fois l’an à l’Assemblée générale des Nations Unies et, au besoin, au Conseil de sécurité de l’ONU, sur les cas de non-conformité des États à l’égard de leurs obligations en matière de garanties et sur des questions concernant la paix et la sécurité internationales.
- Analyse des causes fondamentales
- Analyse objective, structurée, systématique et exhaustive visant à déterminer les raisons sous-jacentes d’une situation ou d’un événement, et dont le degré d’efforts est à la mesure de l’importance de l’événement sur le plan de la sûreté.
- Commission
-
Personne morale établie en application de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, composée d'au plus sept membres nommés par le gouverneur en conseil, qui a pour mission de :
- réglementer le développement, la production et l'utilisation de l'énergie nucléaire, ainsi que la production, la possession, l'utilisation et le transport des substances nucléaires
- réglementer la production, la possession et l'utilisation de l'équipement et des renseignements réglementés
- mettre en œuvre des mesures de contrôle international du développement, de la production, du transport et de l'utilisation de l'énergie et des substances nucléaires, notamment celles qui portent sur la non-prolifération des armes nucléaires et des engins explosifs nucléaires
- disséminer des données scientifiques, techniques et réglementaires sur les activités de la CCSN et sur les effets du développement, de la production, de la possession, du transport et des utilisations susmentionnées sur l'environnement et sur la santé et la sécurité des personnes
- Document à l'intention des commissaires
- Document préparé par le personnel de la CCSN, les promoteurs et les intervenants aux fins d'une audience ou d'une réunion de la Commission. Chaque CMD se voit attribuer un numéro d'identification particulier.
- Dose efficace
- Somme, exprimée en sieverts, des valeurs dont chacune représente le produit de la dose équivalente reçue par un organe ou un tissu, et engagée à son égard, figurant pour un article de la colonne 1 de l'annexe 1 du Règlement sur la radioprotection par le facteur de pondération figurant à la colonne 2 pour cet article.
- Dose équivalente
- Produit, exprimé en sieverts, de la dose absorbée d'un type de rayonnement figurant pour un article de la colonne 1 de l'annexe 2 du Règlement sur la radioprotection multipliée par le facteur de pondération figurant à la colonne 2 pour cet article.
- Incident entraînant une perte de temps
- Blessure survenant au travail qui empêche l'employé de retourner au travail pendant une certaine période de temps.
- Limite de rejet dérivée (LRD)
- Limite qu'impose la CCSN à l'égard du rejet de substances radioactives par une installation nucléaire autorisée, de façon à donner une assurance raisonnable que la limite de dose réglementaire ne sera pas dépassée.
- Nombre total de travailleurs
- Nombre total de travailleurs, qu'ils soient employés ou entrepreneurs, exprimé en équivalents temps plein (ETP).
Annexe A : Cadre des domaines de sûreté et de réglementation
La CCSN évalue la mesure selon laquelle les titulaires de permis satisfont aux exigences réglementaires et à ses attentes à l'égard du rendement des programmes dans les 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR), lesquels sont groupés selon les domaines fonctionnels que sont la gestion, l'installation et l'équipement, et les principaux processus de contrôle.
Ces DSR se divisent en domaines particuliers qui définissent leurs éléments clés. Le cadre des domaines de sûreté et de réglementation est exposé dans le tableau A.1.
| Domaine fonctionnel | Domaine de sûreté et de réglementation | Définition | Domaines particuliers |
|---|---|---|---|
| Gestion | Système de gestion | Englobe le cadre qui établit les processus et programmes nécessaires pour s'assurer qu'une organisation atteint ses objectifs en matière de sûreté, surveille continuellement son rendement par rapport à ces objectifs et favorise une saine culture de sûreté. |
|
| Gestion de la performance humaine | Englobe les activités qui permettent d'atteindre une performance humaine efficace grâce à l'élaboration et à la mise en œuvre de processus qui garantissent que les employés du titulaire de permis sont présents en nombre suffisant dans tous les secteurs de travail pertinents, et qu'ils possèdent les connaissances, les compétences, les procédures et les outils nécessaires à l'exercice sécuritaire de leurs fonctions. |
| |
| Conduite de l'exploitation | Comprend un examen global de la réalisation des activités autorisées ainsi que des activités qui assurent un rendement efficace. |
| |
| Installation et équipement | Analyse de la sûreté | Porte sur la tenue à jour de l'analyse de la sûreté qui appuie le dossier général de sûreté de l'installation. Une analyse de la sûreté est une évaluation systématique des dangers possibles associés au fonctionnement d'une installation ou à la réalisation d'une activité proposée, et tient compte de l'efficacité avec laquelle les mesures et stratégies de prévention atténuent les effets de ces dangers. |
|
| Conception matérielle | Concerne les activités qui ont une incidence sur l'aptitude des systèmes, structures et composants à respecter et à maintenir le fondement de leur conception, compte tenu des nouvelles informations qui apparaissent au fil du temps et des changements qui surviennent dans l'environnement externe. |
| |
| Aptitude fonctionnelle | Couvre les activités qui ont une incidence sur l'état physique des systèmes, structures et composants et qui veillent à ce que ces éléments demeurent efficaces au fil du temps. Ce domaine comprend les programmes qui assurent la disponibilité de l'équipement pour exécuter la fonction visée par sa conception lorsque l'équipement doit servir. |
| |
| Principaux processus de contrôle | Radioprotection | Englobe la mise en œuvre d'un programme de radioprotection conformément au Règlement sur la radioprotection. Ce programme doit faire en sorte que la contamination et les doses de rayonnement reçues par les personnes soient surveillées, contrôlées et maintenues au niveau ALARA. |
|
| Santé et sécurité classiques | Englobe la mise en œuvre d'un programme qui vise à gérer les dangers en matière de sûreté sur le lieu de travail et à protéger le personnel et l'équipement. |
| |
| Protection de l'environnement | Englobe les programmes qui servent à détecter, à contrôler et à surveiller tous les rejets de substances radioactives et dangereuses qui proviennent des installations ou des activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l'environnement. |
| |
| Gestion des urgences et protection-incendie | Englobe les plans de mesures d'urgence et les programmes de préparation aux situations d'urgence qui doivent être en place pour faire face aux urgences et aux conditions inhabituelles. Il comprend également tous les résultats de la participation aux exercices. |
| |
| Gestion des déchets | Englobe les programmes internes relatifs aux déchets qui font partie des activités de l'installation, jusqu'à ce qu'ils soient retirés puis transportés vers une installation distincte de gestion des déchets. Il comprend aussi la planification du déclassement. |
| |
| Sécurité | Englobe les programmes nécessaires pour mettre en œuvre et soutenir les exigences en matière de sécurité stipulées dans les règlements, le permis, les ordres ou les attentes visant l'installation ou l'activité. |
| |
| Garanties et non-prolifération | Englobe les programmes et les activités nécessaires au succès de la mise en œuvre des obligations découlant des accords relatifs aux garanties conclus par le Canada et l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA), ainsi que toutes les mesures découlant du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires. |
| |
| Emballage et transport | Comprend les programmes liés à l'emballage et au transport sûrs des substances nucléaires à destination et en provenance de l'installation autorisée. |
| |
| Autres questions d'ordre réglementaire | |||
| |||
Annexe B : Méthode d’attribution et définition des cotes
Les cotes de rendement utilisées dans ce rapport sont définies comme suit :
- Entièrement satisfaisant (ES)
- Les mesures de sûreté et de réglementation prises par le titulaire de permis sont très efficaces. De plus, le niveau de conformité aux exigences réglementaires est entièrement satisfaisant et le niveau de conformité à l’intérieur du DSR ou du domaine particulier dépasse les exigences et les attentes de la CCSN. En général, le niveau de conformité est stable ou s’améliore, et les problèmes sont réglés rapidement.
- Satisfaisant (SA)
- Les mesures de sûreté et de réglementation prises par le titulaire de permis sont efficaces. De plus, le niveau de conformité aux exigences réglementaires est satisfaisant. Pour ce domaine, le niveau de conformité répond aux exigences de même qu’aux attentes de la CCSN. Les déviations sont jugées mineures, et on estime que les problèmes relevés posent un risque faible quant au respect des objectifs réglementaires et des attentes de la CCSN. Des améliorations appropriées sont prévues.
- Inférieur aux attentes (IA)
- L’efficacité des mesures de sûreté et de réglementation prises par le titulaire de permis est un peu en deçà des attentes. De plus, le niveau de conformité aux exigences réglementaires est inférieur aux attentes. Pour ce domaine, le niveau de conformité s’écarte des exigences de même que des attentes de la CCSN de sorte qu’il existe un risque modéré, qu’à la limite, le domaine ne soit plus conforme. Des améliorations doivent être apportées afin que les lacunes relevées soient corrigées. Le titulaire ou le demandeur de permis prend les mesures correctives voulues.
- Inacceptable (IN)
- Les mesures de sûreté et de réglementation prises par le titulaire de permis sont clairement inefficaces. De plus, le niveau de conformité aux exigences réglementaires est inacceptable et sérieusement compromis. Pour l’ensemble du domaine, le niveau de conformité est nettement inférieur aux exigences ou aux attentes de la CCSN, ou il y a démonstration d’une non-conformité générale. Sans mesure corrective, il est fort probable que les lacunes entraîneront un risque inacceptable. Les problèmes ne sont pas résolus de manière efficace; aucune mesure corrective appropriée n’a été prise et aucun autre plan d’action n’a été présenté. Des mesures correctives sont requises immédiatement.
Annexe C : Tendances relatives aux cotes des domaines de sûreté et de réglementation
| Domaine de sûreté et de réglementation | Cote de 2009 | Cote de 2010 | Cote de 2011 | Cote de 2012 | Cote de 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| Système de gestion | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion de la performance humaine | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conduite de l’exploitation | SA | SA | SA | SA | SA |
| Analyse de la sûreté | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conception matérielle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Aptitude fonctionnelle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Radioprotection | SA | SA | SA | SA | SA |
| Santé et sécurité classiques | SA | SA | SA | SA | ES |
| Protection de l’environnement | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion des urgences et protection-incendie | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion des déchets | SA | BE | SA | SA | SA |
| Sécurité | SA | SA | SA | SA | SA |
| Garanties | SA | SA | SA | SA | SA |
| Emballage et transport | SA | SA | SA | SA | SA |
| Domaine de sûreté et de réglementation | Cote de 2009 | Cote de 2010 | Cote de 2011 | Cote de 2012 | Cote de 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| Système de gestion | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion de la performance humaine | BE | SA | SA | SA | SA |
| Conduite de l’exploitation | SA | SA | SA | SA | SA |
| Analyse de la sûreté | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conception matérielle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Aptitude fonctionnelle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Radioprotection | SA | SA | SA | SA | SA |
| Santé et sécurité classiques | SA | SA | SA | SA | SA |
| Protection de l’environnement | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion des urgences et protection-incendie | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion des déchets | SA | SA | SA | SA | SA |
| Sécurité | SA | SA | SA | SA | SA |
| Garanties | SA | SA | SA | SA | SA |
| Emballage et transport | SA | SA | SA | SA | SA |
| Domaine de sûreté et de réglementation | Cote de 2009 | Cote de 2010 | Cote de 2011 | Cote de 2012 | Cote de 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| Système de gestion | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion de la performance humaine | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conduite de l’exploitation | SA | SA | SA | SA | SA |
| Analyse de la sûreté | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conception matérielle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Aptitude fonctionnelle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Radioprotection | SA | SA | SA | SA | SA |
| Santé et sécurité classiques | SA | SA | SA | SA | SA |
| Protection de l’environnement | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion des urgences et protection-incendie | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion des déchets | SA | SA | SA | SA | SA |
| Sécurité | SA | SA | SA | SA | SA |
| Garanties | SA | SA | SA | SA | SA |
| Emballage et transport | SA | SA | SA | SA | SA |
| Domaine de sûreté et de réglementation | Cote de 2009 | Cote de 2010 | Cote de 2011 | Cote de 2012 | Cote de 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| * Non évalué comme domaine distinct auparavant | |||||
| Système de gestion | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion de la performance humaine | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conduite de l’exploitation | SA | SA | SA | SA | SA |
| Analyse de la sûreté | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conception matérielle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Aptitude fonctionnelle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Radioprotection | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conventional health and safety | ES | ES | ES | SA | SA |
| Protection de l’environnement | ES | ES | ES | ES | ES |
| Gestion des urgences et protection-incendie | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion des déchets | SA | SA | SA | SA | SA |
| Sécurité | SA | SA | SA | SA | SA |
| Garanties* | SA | SA | SA | SA | SA |
| Emballage et transport | SA | SA | SA | SA | SA |
| Domaine de sûreté et de réglementation | Cote de 2009 | Cote de 2010 | Cote de 2011 | Cote de 2012 | Cote de 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| * S/O : Il n’y a pas d’activité de vérification des garanties à cette installation. | |||||
| Système de gestion | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion de la performance humaine | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conduite de l’exploitation | SA | SA | SA | SA | SA |
| Analyse de la sûreté | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conception matérielle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Aptitude fonctionnelle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Radioprotection | SA | SA | SA | SA | SA |
| Santé et sécurité classiques | SA | SA | SA | ES | ES |
| Protection de l’environnement | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion des urgences et protection-incendie | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion des déchets | SA | SA | SA | SA | SA |
| Sécurité | SA | SA | SA | SA | SA |
| Garanties* | S/O | S/O | S/O | S/O | S/O |
| Emballage et transport | SA | SA | SA | SA | SA |
| Domaine de sûreté et de réglementation | Cote de 2009 | Cote de 2010 | Cote de 2011 | Cote de 2012 | Cote de 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| Système de gestion | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion de la performance humaine | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conduite de l’exploitation | SA | SA | SA | SA | SA |
| Analyse de la sûreté | SA | SA | SA | SA | SA |
| Conception matérielle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Aptitude fonctionnelle | SA | SA | SA | SA | SA |
| Radioprotection | SA | SA | SA | SA | SA |
| Santé et sécurité classiques | SA | SA | ES | ES | ES |
| Protection de l’environnement | SA | SA | ES | ES | ES |
| Gestion des urgences et protection-incendie | SA | SA | SA | SA | SA |
| Gestion des déchets | SA | SA | SA | SA | SA |
| Sécurité | SA | SA | SA | ES | ES |
| Garanties | SA | SA | SA | SA | SA |
| Emballage et transport | SA | SA | SA | SA | SA |
Annexe D : Garanties financières
Les tableaux suivants indiquent le montant des garanties financières actuelles des installations de traitement de l'uranium, des installations de traitement du tritium et de Nordion.
| Installation | Montant en dollars canadiens |
|---|---|
| Blind River Refinery | 38 600 000 $ |
| Port Hope Conversion Facility | 101 700 000 $ |
| Cameco Fuel Manufacturing | 19 500 000 $ |
| GEH-C Peterborough | 3 027 000 $ |
| GEH-C Toronto | 30 052 000 $ |
| Installation | Montant en dollars canadiens |
|---|---|
| SRB Technologies | 550 476 $ (currently under revision) |
| Nordion (Canada) Inc. | 15 400 000 $ |
Annexe E : Données sur les doses reçues par les travailleurs
Installations de traitement de l’uranium
Le tableau suivant présente une comparaison des doses efficaces individuelles maximales et moyennes des cinq installations de traitement de l’uranium en 2013,
| Installation | Dose efficace individuelle maximale en 2013 (mSv/an) | Dose efficace individuelle moyenne en 2013 (mSv/an) | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|
| Raffinerie de Blind River | 12,1 | 3,3 | 50 mSv/an |
| Installation de conversion de Port Hope | 6,6 | 0,7 | |
| Cameco Fuel Manufacturing Inc. | 8,6 | 0,7 | |
| GEH-C à Peterborough | 8,0 | 1,5 | |
| GEH-C à Toronto | 7,8 | 1,4 |
Les tableaux suivants présentent la tendance sur cinq ans (de 2009 à 2013) des doses efficaces moyennes et maximales annuelles reçues par les travailleurs des diverses installations de traitement de l’uranium. En 2013, aucune des doses de rayonnement observées dans les installations de traitement de l’uranium n’a dépassé les limites de dose réglementaires.
| Statistiquess | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Nombre total de personnes surveillées | 168 | 176 | 170 | 173 | 162 | S/O |
| Dose efficace moyenne (mSv) | 3,4 | 3,0 | 2,7 | 3,7 | 3,3 | S/O |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 12,6 | 11,1 | 12,6 | 12,0 | 12,1 | 50 mSv/an |
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Nombre total de personnes surveillées | 438 | 422 | 442 | 450 | 823* | S/O |
| Dose efficace moyenne (mSv) | 2,15 | 1,69 | 1,86 | 2,04 | 0,72 | S/O |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 5,80 | 7,82 | 8,82 | 6,95 | 6,56 | 50 mSv/an |
* Les personnes surveillées en 2013 comprenaient 338 TSN contractuels et 485 TSN de l’ICPH. Les statistiques de 2009 à 2012 ne tiennent pas compte des TSN contractuels.
| Statistiquess | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Total Persons Monitored | 442 | 351 | 359 | 365 | 330 | S/O |
| Dose efficace moyenne (mSv) | 0,5 | 0,7 | 0,8 | 0,7 | 0,7 | S/O |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 6,4 | 5,0 | 9,9 | 6,0 | 8,6 | 50 mSv/an |
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Nombre total de personnes surveillées | 83 | 73 | 80 | 76 | 82 | S/O |
| Dose efficace moyenne (mSv) | 1,79 | 1,57 | 1,71 | 1,97 | 1,51 | S/O |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 9,57 | 7,20 | 7,06 | 9,16 | 7,96 | 50 mSv/an |
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Nombre total de personnes surveillées | 52 | 56 | 59 | 61 | 67 | S/O |
| Dose efficace moyenne (mSv) | 3,20 | 2,20 | 1,50 | 1,78 | 1,37 | S/O |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 9,70 | 11,90 | 7,78 | 9,22 | 7,80 | 50 mSv/an |
Installations de traitement des substances nucléaires
Le tableau suivant présente une comparaison des doses efficaces individuelles maximales et moyennes enregistrées aux installations de Nordion et de SRB Technologies.
| Installation | Dose efficace individuelle maximale 2013 (mSv/an) | Dose efficace individuelle moyenne en 2013 (mSv/an) | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|
| Nordion | 6,4 | 0,6 | 50 mSv/an |
| SRB Technologies | 1,9 | 0,2 |
Les tableaux suivants présentent la tendance sur cinq ans (de 2009 à 2013) des doses efficaces moyennes et maximales annuelles reçues par les travailleurs des installations de traitement du tritium. En 2013, aucune des doses de rayonnement observées dans les installations de traitement du tritium n’a dépassé les limites de dose réglementaires.
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Nombre total de personnes surveillées | 18 | 17 | 18 | 24 | 38 | S/O |
| Dose efficace moyenne (mSv) | 0,25 | 0,11 | 0,25 | 0,11 | 0,21 | S/O |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 1,50 | 0,88 | 1,15 | 0,80 | 1,93 | 50 mSv/an |
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Total Persons Monitored | 335 | 332 | 325 | 293 | 284 | S/O |
| Dose moyenne (mSv) | 0,6 | 0,7 | 0,6 | 0,6 | 0,6 | S/O |
| Dose maximale (mSv) | 4,6 | 4,9 | 5,1 | 5,2 | 6,4 | 50 mSv/an |
Doses aux extrémités
Installations de traitement de l’uranium
Les tableaux suivants indiquent les doses équivalentes moyennes et maximales relevées annuellement aux extrémités dans chacune des installations de traitement de l’uranium.
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Dose moyenne (mSv) | 7,3 | 8,5 | 10,2 | 11,4 | 14,1 | S/O |
| Dose maximale (mSv) | 32,5 | 44,4 | 49,0 | 47,6 | 35,1 | 500 mSv/an |
L’utilisation de dosimètres annulaires (bagues) par certains travailleurs de la RBR (personnel d’entretien et de production) est limitée, Le tableau E 12 fournit des statistiques sur les doses équivalentes moyennes et maximales annuelles reçues aux extrémités par les travailleurs de la RBR appelés à porter des dosimètres annulaires, En 2013, aucune des doses reçues aux extrémités par les travailleurs n’a dépassé la limite de dose réglementaire fixée à 500 mSv/an par la CCSN, De 2009 à 2013, les doses maximales aux extrémités se situaient en moyenne à 40 mSv, ou à environ 8 % de la limite de dose réglementaire annuelle,
Le tableau suivant fournit des statistiques sur les doses équivalentes moyennes et maximales annuelles reçues aux extrémités par les travailleurs de CFM appelés à porter des dosimètres d’extrémités, En 2013, aucune des doses reçues aux extrémités par les travailleurs n’a dépassé la limite de dose réglementaire fixée à 500 mSv/an par la CCSN, En 2013, la dose maximale aux extrémités se situait à 87,6 mSv en 2013, ou à environ 18 % de la limite de dose réglementaire annuelle,
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Dose moyenne (mSv) | 10,6 | 17,6 | 23,4 | 16,5 | 14,3 | S/O |
| Dose maximale (mSv) | 52,3 | 103,4 | 111,3 | 107,5 | 87,6 | 500 mSv/an |
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Dose efficace moyenne (mSv) | 14,98 | 12,57 | 9,36 | 11,56 | 10,47 | S/O |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 80,14 | 60,16 | 56,12 | 58,82 | 76,03 | 500 mSv/an |
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Dose efficace moyenne (mSv) | 37,60 | 50,60 | 40,02 | 46,41 | 32,92 | S/O |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 138,60 | 209,10 | 160,64 | 357,29 | 143,59 | 500 mSv/an |
Le tableau suivant fournit des statistiques sur les doses équivalentes moyennes et maximales annuelles reçues aux extrémités par les travailleurs de Nordion. En 2013, aucune des doses reçues aux extrémités par les travailleurs n’a dépassé la limite de dose réglementaire fixée à 500 mSv/an par la CCSN. De 2009 à 2013, les doses maximales aux extrémités se situaient en moyenne à 12 mSv, ou à environ 2 % de la limite de dose réglementaire annuelle.
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Dose moyenne (mSv) | 0,8 | 0,9 | 0,7 | 0,5 | 0,5 | S/O |
| Dose maximale (mSv) | 9,8 | 18,0 | 12,3 | 10,3 | 7,4 | 500 mSv/an |
Doses à la peau
Installations de traitement de l’uranium
Le tableau suivant fournit des statistiques sur les doses annuelles à la peau équivalentes moyennes et maximales reçues par les travailleurs de la RBR. En 2013, aucune des doses à la peau reçues par les travailleurs n’a dépassé la limite de dose réglementaire fixée par la CCSN à 500 mSv/an. De 2009 à 2013, les doses maximales à la peau se situaient en moyenne à 42 mSv, ou à environ 8 % de la limite de dose réglementaire annuelle.
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Dose moyenne (mSv) | 5,3 | 5,8 | 5,5 | 6,0 | 6,8 | S/O |
| Dose maximale (mSv) | 34,6 | 45,3 | 48,8 | 39,2 | 41,2 | 500 mSv/an |
Le tableau suivant fournit des statistiques sur les doses annuelles à la peau équivalentes moyennes et maximales reçues par les travailleurs de l’ICPH. En 2013, aucune des doses à la peau reçues par les travailleurs n’a dépassé la limite de dose réglementaire fixée par la CCSN à 500 mSv/an. La dose maximale en 2013 se chiffrait à 28,6 mSv, ou à environ 6 % de la limite de dose réglementaire annuelle.
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Dose efficace moyenne (mSv) | 0,5 | 0,8 | 0,8 | 0,7 | 1,7 | S/O |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 15,5 | 29,1 | 181,4 | 16,3 | 28,6 | 500 mSv/an |
Le tableau suivant fournit des statistiques sur les doses annuelles à la peau équivalentes moyennes et maximales reçues par les travailleurs de CFM. En 2013, aucune des doses à la peau reçues par les travailleurs n’a dépassé la limite de dose réglementaire fixée par la CCSN à 500 mSv/an. La dose maximale à la peau en 2013 se chiffrait à 88,4 mSv, ou à environ 18 % de la limite de dose réglementaire annuelle.
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Dose moyenne (mSv) | 4,4 | 6,6 | 6,9 | 6,5 | 7,3 | S/O |
| Dose maximale (mSv) | 70,7 | 72,1 | 95,4 | 93 | 88,4 | 500 mSv/an |
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Dose efficace moyenne (mSv) | 4,86 | 4,44 | 4,54 | 5,04 | 3,8 | S/O |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 31,70 | 29,11 | 22,62 | 36,99 | 31,20 | 500 mSv/an |
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Dose efficace moyenne (mSv) | 21,60 | 13,80 | 10,81 | 12,45 | 10,29 | S/O |
| Dose efficace individuelle maximale (mSv) | 135,10 | 78,60 | 55,48 | 58,40 | 52,84 | 500 mSv/an |
L’explication la plus plausible de ces écarts de dose serait les petites erreurs de signalement commises par GEH C. À titre d’exemple, le rapport annuel de conformité soumis en 2012 par GEH C signale une dose moyenne annuelle de 2,09 mSv reçue par les employés de l’installation de Peterborough, tandis que son rapport annuel de conformité de 2013 fait état d’une dose moyenne de 1,97 mSv pour la même installation.
Le tableau suivant fournit des statistiques sur les doses annuelles à la peau équivalentes moyennes et maximales reçues par les travailleurs de Nordion. En 2013, aucune des doses à la peau reçues par les travailleurs n’a dépassé la limite de dose réglementaire fixée par la CCSN à 500 mSv/an. De 2009 à 2013, les doses maximales se situaient en moyenne à 5,5 mSv, ou à environ 1 % de la limite de dose réglementaire annuelle.
| Statistiques | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite réglementaire |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Dose moyenne (mSv) | 0,5 | 0,6 | 0,5 | 0,4 | 0,4 | S/O |
| Dose maximale (mSv) | 4,5 | 5,5 | 6,1 | 5,2 | 6,4 | 500 mSv/an |
Annexe F : Données environnementales
Raffinerie de Blind River
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| Concentration minimale d’uranium (µg/g) | 0,2 | 0,2 | 0,2 | 0,1 | 0,1 |
| Concentration moyenne d’uranium (µg/g) (à moins de 1 000 m, de 0 à 5 cm de profondeur) | 1,8 | 2,1 | 4,8 | 3,3 | 4,3 |
| Concentration maximale d’uranium (µg/g) | 3,0 | 4,0 | 18,0 | 12,1 | 16,4 |
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| Concentration moyenne d’uranium (µg/L) | 0,5 | 0,4 | 0,4 | 0,3 | 0,5 |
| Concentration maximale d’uranium (µg/L) | 4,8 | 2,9 | 4,1 | 2,0 | 3,7 |
Installation de conversion de Port Hope
Des échantillons d'eau de surface sont prélevés dans 13 stations du port. Les prélèvements se font juste au-dessous de la surface de l'eau et juste au-dessus de la couche sédimentaire dans chaque station. En outre, on effectue une surveillance continue de la prise d'eau de refroidissement de l'ICPH, qui se trouve dans le port de Port Hope, près de l'embouchure de la rivière Ganaraska.
La qualité des eaux de surface dans le port adjacent à l'ICPH est surveillée depuis 1977 par l'analyse des échantillons prélevés dans la prise d'eau de refroidissement sud. La qualité des eaux de surface affiche une tendance à l'amélioration depuis 1977.
Le texte complémentaire
| Année | Concentration moyenne d'uranium (mg/L) |
|---|---|
| * N/D signifie que la donnée n'est pas disponible | |
| 1977 | 0,06 |
| 1978 | 0,12 |
| 1979 | 0,13 |
| 1980 | 0,36 |
| 1981 | 0,11 |
| 1982 | 0,12 |
| 1983 | 0,07 |
| 1984 | 0,03 |
| 1985 | N/D |
| 1986 | 0,09 |
| 1987 | 0,08 |
| 1988 | 0,04 |
| 1989 | 0,03 |
| 1990 | 0,03 |
| 1991 | 0,02 |
| 1992 | 0,02 |
| 1993 | 0,01 |
| 1994 | 0,02 |
| 1995 | 0,021 |
| 1996 | N/D |
| 1997 | N/D |
| 1998 | 0,014 |
| 1999 | 0,013 |
| 2000 | 0,014 |
| 2001 | 0,015 |
| 2002 | 0,014 |
| 2003 | 0,012 |
| 2004 | 0,012 |
| 2005 | 0,014 |
| 2006 | 0,014 |
| 2007 | 0,005 |
| 2008 | 0,008 |
| 2009 | 0,006 |
| 2010 | 0,004 |
| 2011 | 0,004 |
| 2012 | 0,0037 |
| 2013 | 0,0033 |
| Profondeur (cm) | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| 0 à 2 | 1,4 | 1,1 | 1,0 | 1,4 | 1,0 |
| 2 à 6 | 1,1 | 1,0 | 0,7 | 1,1 | 0,9 |
| 6 à 10 | 1,1 | 1,0 | 0,3 | 1,3 | 1,0 |
| 10 à 15 | 1,1 | 1,0 | 0,8 | 1,5 | 1,0 |
L’effet des émissions de fluorure sur l’environnement est déterminé chaque automne par l’échantillonnage de spécimens d’espèces végétales sensibles au fluorure par le MEO et le personnel de l’ICPH, dans des stations situées à proximité de l’ICPH. Les échantillons sont analysés pour en déterminer la teneur en fluorure et évaluer les dommages foliaires. Les résultats exposés dans le tableau F 4 montrent que les émissions de fluorure de l’ICPH n’ont aucune incidence importante sur la végétation. Les résultats de 2013 demeurent nettement inférieurs à la limite supérieure de la norme fixée à 35 parties par million (ppm) par le MEO.
| Résultat/année | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Objectif du MEO |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Fluorure dans la végétation (ppm) | 2,1 | 2,3 | 3,6 | 2,1 | 5,6 | 35 |
Cameco Fuel Manufacturing
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2013 |
|---|---|---|---|
| (Note that CFM reverted to a three-year soil monitoring program and did not monitor soil in 2011 and 2012) | |||
| Concentration moyenne d’uranium (µg/g) | 5,3 | 4,5 | 3,7 |
| Concentration maximale d’uranium (µg/g) | 17,0 | 21,1 | 17,4 |
GEH-C à Toronto
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Licence limit |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Quantité totale d’uranium rejeté dans l’air (kg/an) | 0,013 | 0,017 | 0,009 | 0,013 | 0,006 | 0,76 |
| Quantité totale d’uranium rejeté dans les égouts (kg/an) | 2,0 | 0,4 | 1,1 | 0,9 | 0,8 | 9,000 |
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 |
|---|---|---|---|---|---|
| Remarque : Le Règlement no 415/05 2016 de l’Ontario limite à 0,03 µg/m3 la concentration annuelle moyenne d’uranium dans l’air. | |||||
| Concentration moyenne d’uranium dans l’air (µg/m3) | 0,0014 | 0,0011 | 0,0011 | 0,0011 | 0,0007 |
| Concentration maximale d’uranium (µg/ m3) | 0,0087 | 0,0035 | 0,0047 | 0,0079 | 0,0026 |
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 |
|---|---|---|---|---|
| Concentration moyenne d’uranium (µg/g) | 2,2 | 2,2 | 2,3 | 1,9 |
| Concentration maximale d’uranium (µg/g) | 30,9 | 13,7 | 14,8 | 10,8 |
| Paramètre | Propriété de GEH-C | Terres à vocation industrielle et commerciale | Terres à vocation résidentielle |
|---|---|---|---|
| Remarque : Les concentrations d’uranium naturel en Ontario se situent entre 2 et 3 µg/g. | |||
| Nombre d’échantillons | 1 | 24 | 24 |
| Concentration moyenne d’uranium (µg/g) | 2,3 | 3,9 | 1,1 |
| Concentration maximale d’uranium (µg/g) | 2,3 | 24,9 | 3,1 |
| Recommandations canadiennes pour la qualité de l’environnement (µg/g) | 300 | 33 | 23 |
GEH-C à Peterborough
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite autorisée |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Quantité totale d’uranium rejeté dans l’air (kg/an) | 0,000006 | 0,000004 | 0,000011 | 0,000005 | 0,000013 | 0,55 |
| Quantité totale d’uranium rejeté dans les égouts (kg/an) | 0,0020 | 0,0003 | 0,0001 | 0,0001 | 0,0002 | 760 |
Nordion
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite de rejet dérivée (GBq/an) | % de la LRD en 2013 |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| [1] Gigabecquerel per year | |||||||
| Cobalt-60(GBq/an) [1] | 0,006 | 0,006 | 0,006 | 0,006 | 0,005 | 78 | 0,01 |
| Iode-125 (GBq/an) | 0,47 | 0,37 | 0,38 | 0,46 | 0,23 | 990 | 0,02 |
| Iode-131 (GBq/an) | 1,05 | 0,99 | 0,29 | 0,40 | 0,39 | 1,110 | 0,04 |
| Xénon-133 (GBq/an) | 26 407 | 9 066 | 34 967 | 36 153 | 30 735 | 29 000 000 | 0,11 |
| Paramètre | 2009 | 2010 | 2011 | 2012 | 2013 | Limite de rejets dérivée (GBq/an) | % de la LRD en 2013 |
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Iode-125 (GBq/an) | 0,008 | 0,011 | 0,007 | 0,005 | 0,005 | 14 700 | 0,0000345 |
| Iode-131 (GBq/an) | 0,016 | 0,021 | 0,013 | 0,009 | 0,009 | 10 800 | 0,0000819 |
| Molybdène-99 (GBq/an) | 0,144 | 0,180 | 0,116 | 0,075 | 0,077 | 467 000 | 0,0000164 |
| Cobalt-60 (GBq/an) | 0,034 | 0,044 | 0,027 | 0,017 | 0,022 | 64 100 | 0,0000349 |
| Niobium-95 (GBq/an) | 0,0006 | 0,001 | 0,001 | 0,0002 | 0,0006 | 64 100 | 0,000000912 |
| Zirconium-95 (GBq/an) | 0,0004 | 0,001 | 0,001 | 0,0003 | 0,0006 | 64 100 | 0,000000936 |
| Césium-137 (GBq/an) | 0,0007 | 0,001 | 0,0004 | 0,0004 | 0,0005 | 64 100 | 0,000000774 |
Annexe G : Déversements à déclaration obligatoire survenus en 2013
Aucun déversement à déclaration obligatoire n’a été signalé en 2013.
Annexe H : Incidents entraînant une perte de temps en 2013
| Installation | Incident entraînant une perte de temps | Mesures correctives |
|---|---|---|
| Nordion Inc. | Après s’être penché pour soulever une pièce d’équipement portatif, un employé a ressenti une douleur au bas du dos. La blessure a entraîné un arrêt de travail de 18 jours. | Création et application d’un programme de manutention de l’équipement qui renferme des directives et de la formation destinées aux employés affectés aux opérations, et qui décrivent des pratiques ergonomiques adéquates pour le soulèvement manuel et la manipulation de l’équipement. |
Annexe I : Liens aux sites web des titulaires de permis
- Cameco – Raffinerie de Blind River (en anglais seulement)
- Cameco – Installation de conversion de Port Hope (en anglais seulement)
- Cameco Fuel Manufacturing (en anglais seulement)
- GE Hitachi Nuclear Energy Canada (en anglais seulement)
- Shield Source Incorporated (en anglais seulement)
- SRB Technologies (Canada) Inc. (en anglais seulement)
- Nordion (Canada) Inc. (en anglais seulement)
Annexe J : Abréviations
- ALARA
- niveau le plus bas qu’il est raisonnablement possible d’atteindre
- AREVA
- AREVA Resources Canada Inc.
- Bq/L
- becquerel par litre
- RBR
- Raffinerie de Blind River
- CCME
- Conseil canadien des ministres de l’Environnement
- PCM
- pieds cubes par minute
- CFM
- Cameco Fuel Manufacturing Inc.
- CMD
- document à l’intention des commissaires
- CCSN
- Commission canadienne de sûreté nucléaire
- LRD
- limite de rejet dérivée
- EC
- Environnement Canada
- SGE
- système de gestion de l’environnement
- PE
- protection de l’environnement
- EIU
- équipe d’intervention d’urgence
- GBq
- gigabecquerel
- GEH-C
- General Electric-Hitachi Canada
- SLTG
- sources lumineuses au tritium gazeux
- RHDCC
- Ressources humaines et Développement des compétences Canada
- AIEA
- Agence internationale de l’énergie atomique
- IRC
- indicateur de rendement clé
- MCP
- manuel des conditions de permis
- PRPL
- poussière radioactive à période longue
- IEPT
- incident entraînant une perte de temps
- mg/L
- milligramme par litre
- mSv
- millisievert
- MEO
- ministère de l’Environnement de l’Ontario
- TSN
- travailleur du secteur nucléaire
- ICPH
- Installation de conversion de Port Hope
- PIPD
- Programme d’information et de divulgation publiques
- RP
- radioprotection
- RRP
- Règlement sur la radioprotection
- ASF
- approche systématique à la formation
- DSR
- domaine de sûreté et de réglementation
- SRB
- SRB Technologies (Canada) Incorporated
- SSI
- Shield Source Inc.
- TBq
- térabecquerel
- TPS
- total des particules en suspension
Annexe K : Modifications importantes apportées au permis et aux manuels des conditions de permis
| Titulaire de permis | Type de modification | Description des modifications | Installation – MCP – Rév. |
|---|---|---|---|
| GEH-C | Administrative | Mise à jour des critères de vérification de la conformité, notamment le Code national du bâtiment, 2010, le Code national de prévention des incendies, 2010, et le document NFPA 801 de la National Fire Protection Association, 2008. De plus, le document RD 99.3 figure maintenant au nombre des critères de vérification de la conformité du programme d’information publique de GEH C. | GEH-C-LCH-R001 |
| Raffinerie de Blind River | Administrative | Mise à jour des critères de vérification de la conformité, notamment le Code national du bâtiment, 2010, le Code national de prévention des incendies, 2010, et le document NFPA 801 de la National Fire Protection Association, 2008 | LCH-CAMECO-BRRF-R001 |
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