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Sommaires des rapports de recherche 2005–2006

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RSP-0194 – Enquête sur les expositions accidentelles en radiothérapie

Le rapport porte sur les expositions accidentelles en radiothérapie.

Voici les résultats de l’enquête intitulée : « Expositions accidentelles en radiothérapie (2005) » réalisée par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). L’enquête a été réalisée en avril 2005. On a demandé à 39 titulaires de permis de la CCSN (centres de radiothérapie pour le traitement des personnes atteintes de cancer indiqués ci-après), dans l’ensemble du pays, de participer à cette étude.

  • La formation du fabricant est donnée lorsque de l’équipement neuf est acheté, ou lorsque les logiciels/le matériel sont mis à niveau, ou lorsque de nouveaux employés sont recrutés, ou encore sur demande du centre de radiothérapie pour le traitement des personnes atteintes de cancer.
  • En remplissant le questionnaire, les répondants ont signalé que, en général, une formation à l’interne est organisée lorsque les besoins se font sentir (par exemple, lorsque le personnel doit effectuer une rotation vers d’autres tranches de réacteur). Seuls quelques centres de radiothérapie coordonnent des séances de formation interne périodiques.
  • Des pratiques de vérification sont en place dans la plupart des centres de radiothérapie pour le traitement des personnes atteintes de cancer. Chaque centre suit des cas où une erreur s’est produite dans le cadre d’une procédure officielle d’enquête, de rapport, d’examen, de communication des recommandations ou de révision des politiques (s’il y a lieu) et de formation relativement aux événements médicaux.
  • Tel qu’indiqué dans les questionnaires, les événements médicaux sont surtout imputables au procédé, et non à un mauvais fonctionnement de la machine. Il s’agit fréquemment de doses qui ne sont pas assez élevées (90 cas, ou 0,2 % du nombre total d’EBRT ou 0,008 % du nombre total de fractions complétées en 2004) et de questions relatives à la santé (77 cas ou 0,2 % du nombre total d’EBRT, ou 0,007 % du nombre total de fractions complétées en 2004) plutôt que de surdoses (57 cas, ou 0,1 % du nombre total d’EBRT, ou 0,0069 % du nombre total de fractions complétées).

Bien que tous les centres visés par cette étude aient déterminé et mis en œuvre certains protocoles de contrôle de la qualité visant à détecter et à éviter des événements médicaux, il n’existe pas de protocole systématique normalisé pour s’assurer que le risque d’erreur soit réduit au minimum et surveillé à des fins d’amélioration de la qualité.

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RSP-0195 – Examen de l’applicabilité des modèles de combustible et de canaux de combustible aux programmes informatiques de thermohydraulique pour les grappes de combustible CANFLEX à 43 éléments – Phase 1

Le rapport porte sur l’examen de l’applicabilité des modèles de combustible et des modèles de canaux de combustible aux programmes informatiques de thermohydraulique pour les grappes de combustible CANFLEX à 43 éléments – Phase 1.

Ce projet a été lancé dans le but d’effectuer un examen critique des modèles et des corrélations qui définissent les relations constitutives dans TUF et CATHENA et pour donner un avis sur l’applicabilité de l’utilisation de ces modèles ou de ces corrélations aux fins de l’analyse de sûreté dans des scénarios avec du combustible CANFLEX. La première tâche consistait à examiner les manuels théoriques CATHENA et TUF afin d’y puiser une liste de références qui semblaient nécessaires pour satisfaire aux objectifs généraux du contrat. Une liste des références a été remise à la CCSN et le plus grand nombre de documents possible ont été fournis. Toutes les références reçues ont été examinées. Ce n’est que rarement que la référence citée contenait réellement l’information recherchée dans le cadre du présent examen. Les références mentionnaient de nombreux éléments « de deuxième niveau » qui pouvaient fournir les renseignements souhaités et certaines de ces références ont été demandées et examinées. Le temps dont on disposait n’a pas permis à ce type d’exploration de cerner le fondement empirique de tous les modèles ou de toutes les corrélations contenues dans les programmes.

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RSP-0196 – Rapport sur la démonstration du rendement des techniques NDR

Le rapport porte sur la démonstration du rendement des techniques NDR.

La CCSN a lancé ce projet dans le but de déterminer un ensemble d’exigences uniforme visant à démontrer la performance combinée de l’inspecteur, la technique d’inspection et l’équipement d’inspection afin d’inspecter de manière fiable les composants des centrales CANDU. La CCSN a l’intention d’utiliser ces exigences comme fondement pour faire des recommandations aux titulaires de permis de centrales nucléaires au Canada relativement au renforcement des exigences d’inspection, à l’aptitude au service des composants et à la gestion de la durée de vie de la centrale.

Deux grandes méthodes de qualification des systèmes d’inspection sont utilisées dans l’industrie mondiale du nucléaire. Ce sont :

  • application des exigences relatives la démonstration de la performance décrites à la section XI, annexe VIII, de la norme ASME Boiler and Pressure Vessel Code
  • application des lignes directrices pour l’inspection produites par l’ENIQ (European Network for Inspection Qualification)

Un approfondissement et une comparaison de ces méthodes est nécessaire pour réaliser une évaluation précise des méthodes de qualification des inspections adoptées par les titulaires de permis canadiens. Pour faire une comparaison éclairée, il est important de reconnaître que les exigences relatives à l’inspection contenues dans la section XI, annexe VIII, de la norme ASME sont très spécifiques et obligatoires aux États-Unis, alors que celles de l’ENIQ ne sont pas obligatoires; il s’agit de lignes directrices plus générales qui ont été interprétées et mises en œuvre différemment par divers pays européens.

La portée du projet comprend :

  • une recherche dans la documentation visant à déterminer les exigences en matière de certification et de réglementation en Europe et en Amérique du Nord afin de comparer les méthodes ASME et ENIQ et de démontrer la performance
  • une enquête parmi des participants du secteur nucléaire en Europe et en Amérique du Nord visant à fixer des repères quant à l’utilisation des modes de démonstration de la performance dans les méthodes ENIQ et ASME
  • une comparaison des principes sous-jacents et de l’application réelle des méthodes de démonstration de la performance ENIQ et ASME, afin de déterminer comment chaque méthode pourrait être intégrée dans les cadres de réglementation et de certification canadiens
  • une comparaison de l’application des deux méthodes de qualification par essais non destructifs (END) – ENIQ et ASME – à l’inspection des composants de centrales
  • la détermination d’une infrastructure appropriée pour la mise en œuvre du processus de certification du programme de démonstration de la performance ENIQ ou ASME au Canada

Ce rapport présente les résultats des travaux. L’évaluation comprend un processus de qualification d’inspection basé sur la méthode ENIQ permettant aux titulaires de permis de centrales nucléaires au Canada de respecter au mieux les exigences relatives à la démonstration de la performance contenues dans la norme CSA N285.4. Une démarche uniforme suivie par toutes les compagnies d’électricité permet d’utiliser le plus efficacement possible les ressources réglementaires et les ressources des compagnies d’électricité, et augmente les possibilités pour les propriétaires de centrales de tous utiliser les systèmes d’END.

En rapport avec cette conclusion, les recommandations suivantes sont proposées :

  1. La CCSN devrait appuyer la méthode ENIQ utilisée par l’industrie canadienne du nucléaire comme étant un moyen viable de respecter les exigences relatives à la démonstration de la performance contenues dans la norme CSA N285.4.
  2. Toutes les parties engagées dans la mise en œuvre du processus de qualification d’inspection doivent reconnaître que son existence sera évolutive. Il est plus utile pour l’industrie de mettre en œuvre un processus provisoire que d’attendre que la conception du processus soit entièrement terminée. À mesure que l’on utilise le processus et que l’on acquiert de l’expérience (par une ou plusieurs études pilotes) dans les systèmes de qualification d’inspection, le processus changera et évoluera.
  3. La CCSN doit faire réaliser d’autres travaux visant à évaluer et à éclaircir le rôle qu’elle privilégie dans le processus de qualification d’inspection. Cela doit se faire en collaboration avec les compagnies d’électricité qui exploitent des centrales nucléaires et d’autres parties intéressées, et comprendre une évaluation détaillée des différents cadres réglementaires pour la qualification d’inspection employés dans les instances européennes qui suivent la démarche ENIQ.
  4. La CCSN doit appuyer la création d’une organisation de qualification d’inspection (OQI) par les titulaires de permis, tel que décrit à la section 4.4.2 du présent rapport. Les organismes de qualification d’inspection constitués dans le cadre de l’OQI doivent initialement être créés conformément à la pratique no 7 recommandée par l’ENIQ, portant le nom de « Recommended General Requirements for a Body Operating Qualification of Non destructive Tests » À mesure que le processus de qualification d’inspection progresse, il faut évaluer les besoins en matière de certification IQB en rapport avec une norme reconnue, comme ISO 17020.
  5. La CCSN doit réaliser une évaluation de la proposition COG pour la qualification d’inspection. L’évaluation doit être réalisée par des personnes possédant des connaissances détaillées et de l’expérience dans l’utilisation de la méthode ENIQ.
  6. Plusieurs études pilotes utilisant la méthode ENIQ ont été réalisées par l’industrie. La CCSN et l’industrie doivent retenir les services des personnes ayant des connaissances approfondies et de l’expérience avec la méthode ENIQ afin d’évaluer les études pilotes en essayant d’apporter les améliorations nécessaires à la méthode employée.

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RSP-0197 – Évaluation de l’applicabilité de la fuite avant rupture aux conduites du circuit caloporteur primaire CANDU

Le rapport porte sur l’évaluation de l’applicabilité de la LBB (fuite avant rupture) aux conduites du circuit caloporteur primaire CANDU.
OPG utilise une technologie reposant sur le phénomène de fuite avant rupture (LBB, de l’anglais Leak-Before-Break) à Darlington, et il s’agit là d’une des premières fois où un titulaire de permis a utilisé cette technologie à l’appui d’une demande de permis. Le personnel de la CCSN a exprimé son opinion sur la LBB dans des notes de service, des lettres et des conditions de permis. Ce rapport recommande que les documents envoyés à la CCSN soient plus officiels.

La CCSN a d’abord permis le recours à l’examen de la fuite avant rupture lors de l’autorisation de Darlington, afin de la dégager des exigences relatives à la protection contre l’effet de fouet dans les conduites. C’était la première fois qu’elle était utilisée relativement à une autorisation d’exploitation de réacteur dans le monde. Cette application a permis de cerner certains éléments clés dans le processus, dont le plus important est la capacité de détecter les fuites et d’y remédier. Son utilisation, et en particulier, l’analyse des fissures, ont été développées afin que l’on puisse tenir compte de l’aptitude au service d’un certain nombre de composants en train de se détériorer, comme les tubes de force, les dispositifs d’alimentation, les générateurs de vapeur, l’érosion/la corrosion des conduites, et la fissuration intergranulaire par corrosion sous contrainte (FICC) dans les soudures en acier inoxydable. Dans le futur, il est fort probable que les titulaires de permis l’utiliseront pour justifier la réutilisation de l’ancien équipement de limite de pression pour prolonger la durée de vie des centrales.

Avec la détérioration des composants, les questions relatives à l’utilisation de la fuite avant rupture dans le cadre de la réglementation sont différentes. Le vieillissement peut modifier les propriétés des matériaux, pas seulement dans le sens de l’uniformité du comportement, comme le vieillissement accompagné de déformation ou la fragilisation, mais aussi il peut agir de manière locale comme dans le cas de la FICC, de la corrosion par piqûres, et des défauts causés par la corrosion favorisée par l’écoulement (CFE). Le recours au principe de la fuite avant rupture pour justifier l’exploitation continue avec des composants vieillissants est plus difficile à réglementer, en raison du fait que la détérioration mène inévitablement à des risques plus importants. À moins que l’organisme de réglementation accepte la fuite comme étant une fin tolérable pour la détérioration, le contrôle réglementaire doit être basé sur un certain risque supposé. La détermination des niveaux de risque pour les fuites et la rupture est compliquée et fortement spéculative.

Dans ce rapport, nous avons examiné la gouvernance. Comment la LBB a-t-elle été utilisée dans le monde pour diminuer les exigences des organismes de réglementation? On doit proposer des manières de l’intégrer dans les règles relatives à l’intégrité de la limite de pression proposées par la CCSN.

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RSP-0198 – Élaboration de lignes directrices réglementaires sur l’efficacité des programmes de gestion du vieillissement des centrales nucléaires

Le rapport porte sur l’élaboration de lignes directrices réglementaires sur l’efficacité des programmes de gestion du vieillissement des centrales nucléaires.
Pour ce projet, l’entrepreneur a dû réaliser une étude portant sur les pratiques internationales destinées à la gestion efficace du vieillissement des systèmes, structures ou composants (SSC) des centrales nucléaires, déterminer et résumer la nature des composants fondamentaux des stratégies et programmes de gestion du vieillissement et recommander des lignes directrices réglementaires possibles pour faciliter les évaluations par la CCSN de l’efficacité des programmes de gestion du vieillissement des centrales nucléaires dans le cadre du programme de conformité de la CCSN.

Le rapport comporte différentes parties. La partie I présente une étude portant sur les pratiques internationales en matière de gestion du vieillissement, et comprend un examen de l’orientation fournie par les organisations internationales, ainsi qu’un examen de la réglementation et des démarches suivies par les compagnies d’électricité en matière de gestion du vieillissement des centrales nucléaires. La partie II recommande des exigences réglementaires pour les programmes de gestion du vieillissement des centrales nucléaires, en plus des recommandations pour satisfaire à ces exigences présentées à l’annexe A. En outre, le rapport présente les interfaces et discute de ces questions en rapport avec d’autres domaines techniques, comme la qualification de l’équipement, la reconstitution des références et l’exploitation à long terme. Enfin, le rapport fournit des recommandations pour les travaux de suivi à venir.

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RSP-0199 – Sondage auprès des communautés – Commission canadienne de sûreté nucléaire

En mars 2004, la CCSN a mandaté Ipsos-Reid de mener un sondage téléphonique auprès des Canadiens pour évaluer leurs connaissances, leurs perceptions et leurs attitudes à l’égard de la réglementation et de la sûreté nucléaires. La présente étude, qui s’inspire du sondage Ipsos-Reid, cible les populations les plus touchées, sur les plans économique et environnemental, en raison de leur proximité aux grands établissements nucléaires.

Entre les 21 et 26 septembre 2005, Décima a mené un sondage téléphonique auprès de 2 006 répondants, en ciblant six régions géographiques situées à proximité des centrales nucléaires et de grands établissements miniers au Canada, soit : Point Lepreau (Nouveau-Brunswick); Bécancour (Québec); Chalk River, Darlington/Pickering et Port Elgin (Ontario); le Nord de la Saskatchewan.

Résultats de la recherche – Comparaison avec les données du sondage de 2004

Les opinions des résidants des six communautés sont semblables à celles des Canadiens en général en 2004 :

  • Dans l’ensemble, 36 % des personnes vivant près d’une centrale connaissent la réglementation du secteur nucléaire au Canada, par rapport à 33 % des Canadiens en général en 2004.
  • Près des deux tiers (65 %) des résidants des six communautés ciblées croient que la sûreté du secteur nucléaire au Canada est bien réglementée, par rapport à  59 % des Canadiens en général en 2004.
  • Environ 4 % des résidants des six communautés nomment la Commission canadienne de sûreté nucléaire comme organisme responsable de la réglementation du secteur nucléaire au Canada, par rapport à 2 % de la population en général en 2004.

Questions d’actualité en 2005

Trois quarts (75 %) des résidants à l’extérieur du Nord de la Saskatchewan croient que la centrale nucléaire la plus près est tout à fait sécuritaire (30 %) ou passablement sécuritaire (45 %). Un nombre légèrement plus faible (69 %) estiment qu’ils vivent très près (26 %) ou près (43 %) d’une centrale nucléaire.

Ce sont les résidants de Point Lepreau qui connaissent le mieux les questions concernant la centrale de leur localité; les trois quarts (76 %) des résidants affirment avoir une bonne connaissance (23 %) ou une certaine connaissance (53 %). Les résidants les moins renseignés sont ceux de Chalk River (34 %) et de Bécancour (36 %). Le niveau de connaissance de trois questions d’actualité concernant des mines d’uranium chez les résidants du Nord de la Saskatchewan est semblable pour chaque question, environ 4 résidants sur 10 affirmant connaître chaque sujet.

Environ un quart (24 %) des répondants connaissent la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Chez les personnes les mieux renseignées (n=477), presque 8 personnes sur 10 (77 %) en ont une impression favorable (58 %).

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RSP-0200 – Examen de l’essai de mise en service avec 5 kg de corium réalisé dans l’installation MFMI

Le rapport porte sur l’examen de l’essai de mise en service avec 5 kg de corium réalisé dans l’installation MFMI.

Un dossier générique sur l’industrie canadienne du nucléaire (EACL, Hydro-Québec, Énergie Nouveau-Brunswick, Bruce Power et Ontario Power Generation) portant sur la question des interactions entre le combustible en fusion et le modérateur, lors de certains accidents hypothétiques dans les réacteurs CANDU a été créé par la CCSN. Le dossier porte sur une différence d’opinion de longue date entre l’industrie canadienne du nucléaire et la CCSN. L’analyse d’autorisation de l’industrie est basée sur un modèle élaboré par ses consultants. Le modèle traite le combustible en fusion comme étant finement fragmenté lorsqu’il est éjecté à 10 MPa d’un canal de combustible ayant subi une rupture, et évalue le transfert d’énergie des fines particules en fusion vers le modérateur afin de dériver la pressurisation à l’intérieur de la cuve de calandre. Ce modèle est couramment appelé le modèle de l’« interaction forcée ». Cependant, le personnel de la CCSN a fait remarquer qu’il est concevable que tout le matériel en fusion éjecté ne soit pas fragmenté finement, comme on le suppose dans le modèle de l’interaction forcée. Cette position a été appuyée par le consultant de la CCSN ayant affirmé que le vapocraquage (détonation thermique) ne peut être évité.

Pour régler ce problème, l’industrie canadienne du nucléaire a proposé un programme expérimental ayant pour but de confirmer la nature du mode dominant d’interaction entre le combustible en fusion et le modérateur suite à un accident grave accompagné d’un blocage de l’écoulement dans un réacteur CANDU.

Les travaux assignés à l’entrepreneur comprenaient notamment :

  • examen des premiers résultats obtenus pour les essais réalisés à l’installation MFMI par les Laboratoires de Chalk River (LCR)
  • explication des résultats et de leurs conséquences relativement à la validité du modèle MFMI (interaction entre le combustible en fusion et le modérateur) des titulaires de permis
  • recommandations relatives à des mesures ultérieures, s’il y a lieu

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RSP-0201 – Modèle de régression statistique relatif à l’établissement d’objectifs de qualité de l’eau (teneur en sélénium) propres au site

Le rapport porte sur le modèle de régression statistique relatif à l’établissement d’objectifs de qualité de l’eau (teneur en sélénium) propres au site.

Les données recueillies au cours de la période de 1990 à 2004 ont été utilisées pour évaluer la bioaccumulation de sélénium dans le poisson du bassin d’Athabasca dans le Nord de la Saskatchewan, en particulier pour les sites qu’on estime être affectés par l’extraction minière et la concentration de l’uranium, ainsi que par les opérations de gestion des déchets. Un ensemble de données comportant 358 registres relatifs à des plans d’eau situés à proximité et au sélénium présent dans les tissus des poissons a été examiné, pré-traité et analysé sur le plan statistique afin que l’on puisse élaborer un modèle de régression statistique pour fixer des objectifs en matière de qualité de l’eau propres au site. Les données ont été analysées pour des espèces et des effets sur le site, ainsi que pour déterminer si elles étaient représentatives. Quatorze recommandations ont été formulées pour les échantillons à venir. Les phénomènes complexes qui ont une incidence sur la puissance prédictive du modèle sont cernés et discutés.

Le modèle prévoit la concentration de sélénium dans l’eau requise dans un site particulier pour atteindre un seuil de concentration du sélénium dans les tissus. La répartition de la concentration du sélénium dans un tissu mesurée dans des sites de référence de la zone du projet a été dérivée. L’extrémité supérieure de la distribution sur le site de référence (99e percentile = 7,2 mg/kgpoids sec) ou la concentration maximale dans l’ensemble de données du site de référence (10,9 mg/kgpoids sec) sont des valeurs possibles pour le seuil de concentration du sélénium dans les tissus. Par ailleurs, un seuil toxicologique (p. ex. le critère provisoire de l’EPA des États-Unis est de 7,91 mg/kgpoids sec) ou un seuil dans un tissu choisi par un autre moyen pourrait être utilisé. La concentration du sélénium dans l’eau requise à un site particulier pour que le seuil de concentration du sélénium dans un tissu soit atteint porte le nom de « objectifs de qualité de l’eau propres au site ». Une limite inférieure de 0,5 µg/L a été fixée pour l’objectif de qualité de l’eau propre au site d’après la preuve d’homéostasie du sélénium en concentrations plus faibles.

Le modèle a été utilisé pour produire un tableau de consultation et un outil automatisé de consultation. L’un ou l’autre de ces outils peut être utilisé, avec des données de concentration du sélénium dans l’eau et dans les tissus, afin de projeter les objectifs de qualité de l’eau propres au site. L’outil de consultation tiendra compte automatiquement de toutes les mises à jour à venir qui seront apportées à la base de données, au modèle ou au seuil de la concentration dans les tissus. Le tableau de consultation nécessitera des mises à jour manuelles afin de tenir compte des changements apportés au modèle ou au seuil.

Les hypothèses clés dans le modèle pour projeter des objectifs de qualité de l’eau propres au site sont (1) que les données propres au site reflètent avec exactitude la susceptibilité du site à la bioaccumulation du sélénium dans le poisson, et (2) que la susceptibilité du site demeurera constante au fil du temps. Si les mesures prises pour aider à respecter le seuil de la concentration de sélénium dans les tissus, permettent de réduire la susceptibilité du site à la bioaccumulation du sélénium – c’est-à-dire en réduisant la biodisponibilité du sélénium ou l’exposition des organismes dans la chaîne alimentaire aquatique au sélénium biodisponible – le modèle établira l’objectif de qualité de l’eau propre au site à une concentration plus faible que celle qui serait requise pour respecter le seuil de concentration du sélénium dans les tissus. L’exactitude des estimations de la bioaccumulation propre au site dépend des questions relatives à l’échantillonnage, qui sont traitées par les recommandations faites à ce sujet et contenues dans le présent rapport.

Quatre questions de gestion technique sont cernées et discutées à la fin du rapport. Ce sont : (1) l’établissement de la concentration seuil du sélénium dans les tissus, (2) le choix des espèces de poissons à échantillonner afin de comparer les sites au seuil de la concentration dans les tissus, (3) le choix d’une méthode statistique pour l’échantillonnage à utiliser pour estimer la susceptibilité du site à la bioaccumulation du sélénium, et (4) la prévision et la gestion des changements au fil du temps dans la susceptibilité de la bioaccumulation du sélénium.

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RSP-0202 – Examen des technologies d’atténuation du flux thermique des centrales nucléaires

Le rapport porte sur l’examen des technologies d’atténuation du flux thermique des centrales nucléaires.

La CCSN est l’organisme fédéral de réglementation des centrales nucléaires. On dénombre huit centrales nucléaires au Canada qui sont situées en Ontario, au Québec et au Nouveau-Brunswick. Chaque installation utilise de l’eau de refroidissement à usage unique pour décharger la chaleur résiduelle issue de la production d’électricité. L’effluent thermique, produit par la décharge d’eau de refroidissement du condenseur, est assujetti à la réglementation canadienne et aux lois et règlements provinciaux (par exemple, il peut être considéré comme étant une substance nocive dans la Loi sur les pêches ou peut avoir des effets néfastes sur l’environnement, dans la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale). La décharge de l’effluent thermique et les options technologiques pour contrôler les décharges thermiques ont récemment fait l’objet d’un examen réglementaire par le personnel de la CCSN.

Par conséquent, la CCSN a déterminé qu’elle avait besoin d’une source indépendante d’information pouvant être utilisée comme outil d’évaluation afin d’appuyer sa position réglementaire concernant la décharge de l’effluent thermique et les technologies qui pourraient être utilisées pour éviter ou atténuer les effets potentiels. Golder Associates Ltd. a été retenue pour préparer ce rapport, qui servira de référence et pourrait être utilisé comme outil d’évaluation des demandes de permis relatives à  des mesures d’atténuation proposées pour les décharges thermiques provenant des installations nucléaires au Canada.

Une détermination préliminaire des technologies potentielles de remise en état a été effectuée dans la recherche initiale de documents avant les visites sur place. Lors de l’étape suivante du projet, une recherche et un examen documentaires plus détaillés ont été réalisés afin de fournir davantage de renseignements relativement à chacune des technologies potentielles de remise en état. Les visites sur place et les rencontres ont permis de cerner les lois et règlements applicables aux différentes installations. Les employés de Golder ont obtenu des exemplaires des différentes lois et des règlements, et ont examiné ces documents. Les résultats de cet examen sont présentés à la section 4 du présent rapport. Des renseignements plus détaillés sur les technologies potentielles ont été obtenus lors de recherches documentaires sur l’internet et auprès des personnes-ressources de Golder. Ces renseignements ont été utilisés pour préparer l’évaluation contenue dans la section 5 du rapport. Les employés de Golder aux États-Unis ont fourni des références; des données et de l’information ont été recueillies concernant les technologies de contrôle thermique et les exigences réglementaires aux États-Unis. De même, des renseignements ont été recueillis afin de donner un aperçu de l’expérience dans des installations ailleurs dans le monde, et ils sont présentés dans la section 6 du présent rapport.

Une matrice d’évaluation comparative a été mise au point (voir tableau 7.3.4-1, pour consulter l’exemple) dans le but de comparer et de cerner les meilleures technologies disponibles en vue d’une remise en état du site après les décharges thermiques dans les installations nucléaires canadiennes. À la lumière de l’examen des conditions propres au site, des exigences réglementaires, des effets possibles sur l’environnement et des technologies potentielles de remise en état, les auteurs ont d’abord dressé une longue liste d’options possibles pour la remise en état. Ensuite, une sélection a été effectuée afin d’éliminer les options qui n’étaient pas considérées comme techniquement ou économiquement réalisables. Enfin, les auteurs ont réalisé une évaluation comparative des options possibles pour la remise en état, pour chacune des huit installations. En suivant des critères techniques, environnementaux et économiques, les auteurs ont coté les options en précisant dans quelle mesure chacune d’elle convenait à chacune des huit installations. Les critères étaient « Élevé », « Moyen » et « Faible ». Enfin, les meilleures technologies disponibles ont été déterminées en fonction des cotes mentionnées précédemment.

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RSP-0203 – Définition d’un programme sur le rendement humain appuyant les activités réglementaires pour la Commission canadienne de sûreté nucléaire

Le rapport porte sur la définition d’un programme sur le rendement humain appuyant les activités réglementaires pour la CCSN.

L’objectif général de ce projet était d’établir les fondements d’un cadre réglementaire afin de permettre à la CCSN d’évaluer la pertinence des programmes sur le rendement humain (PRH) des titulaires de permis, ainsi que leur efficacité à mettre en œuvre ces programmes. Pour rencontrer cet objectif, des définitions ont été formulées pour le rendement humain et les facteurs humains, et celles-ci pourraient être utilisées par la CCSN.

Un examen documentaire a été réalisé relativement aux programmes sur le rendement humain mis en œuvre par l’industrie du nucléaire et par d’autres industries à haute fiabilité, aux cadres réglementaires et aux meilleures pratiques internationales employées pour réglementer les programmes sur le rendement humain dans les installations nucléaires, et pour cerner les éléments des programmes sur le rendement humain qui conviennent aux installations nucléaires. Des entrevues structurées ont également été réalisées avec des experts en la matière et portaient sur la définition ou l’administration des programmes sur le rendement humain.

D’après les recherches bibliographiques et les entrevues structurées, des recommandations ont été faites relativement aux définitions du rendement et des facteurs humains, aux éléments des PRH, à un cadre réglementaire adéquat et à une démarche pour l’élaboration d’indicateurs du rendement humain.

Quinze éléments PRH ont été recommandés et classés dans quatre grands groupes fonctionnels :

Politique et organisation

  • Politique et orientation en matière de rendement humain
  • Structure de responsabilisation pour le rendement humain
  • Communications efficaces
  • Procédures efficaces

Surveillance et intervention – rendement humain

  • Évaluation et surveillance du rendement des systèmes
  • Détermination des problèmes de rendement humain
  • Étude sur les problèmes de rendement humain
  • Programme de mesures correctrices
  • Initiatives en matière d’amélioration du rendement

Problèmes et outils pour le rendement humain

  • Sensibilisation aux problèmes liés au rendement humain
  • Ensemble d’outils pour le rendement humain
  • Mise en œuvre de l’ensemble d’outils pour le rendement humain

Apprentissage au niveau organisationnel et gestion des connaissances

  • Gestion des connaissances
  • Planification de la succession
  • Processus de gestion du changement

Pour chacun des quinze éléments PRH, il a été recommandé que des échelles de notation soient élaborées pour évaluer les éléments des programmes de rendement humain, dans lesquelles chaque valeur est décrite par des exemples spécifiques en rapport avec les éléments à considérer. Les échelles de notation ont été utilisées avec succès pour évaluer la maturité des capacités, par exemple les processus d’élaboration de logiciels, la culture de sûreté et les facteurs humains, où l’augmentation de la maturité est caractérisée par une plus grande rigueur, de la profondeur et une certaine uniformité dans la pratique et le rendement. Ces échelles de notation doivent faire l’objet d’une vérification et d’une validation par des essais sur place.

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RSP-0204 – L’uranium dans le procédé de traitement des effluents

Le rapport porte sur l’élimination de l’uranium au cours du procédé de traitement des effluents.

Les technologies de traitement visant à éliminer l’uranium des effluents en provenance des mines et des usines de concentration d’uranium ont été révisées. Les résultats des pratiques actuelles et le potentiel pour l’amélioration des procédés et des technologies sont examinés.

L’uranium a été inclus dans le rapport sur la Liste des substances d’intérêt prioritaire de 2003 de Santé Canada et d’Environnement Canada, en raison du fait qu’il présente possiblement des risques pour l’environnement aux concentrations indiquées dans les décharges de certaines des plus anciennes installations minières en exploitation au Canada. La CCSN a lancé des enquêtes visant à déterminer s’il était possible de faire baisser les concentrations des rejets.

L’élimination de l’uranium n’était pas un objectif particulier des stratégies de traitement de l’eau dans l’industrie de l’uranium. Ces stratégies visaient essentiellement le radium 226, l’acidité et la prospection minière dans les mines de minerai à forte teneur en Saskatchewan, le nickel, le cobalt, le molybdène et l’arsenic. La réduction de la quantité d’uranium dans les procédés et la gestion des déchets dans le but de faire baisser les niveaux dans les effluents a été un avantage additionnel de la neutralisation de l’acidité par la chaux, l’utilisation des ions ferriques en vue d’éliminer l’arsenic et l’élimination des matières solides en suspension dans l’effluent.

Le contrôle à la source est une stratégie clé pour faire baisser les niveaux d’uranium dans les effluents. On fait baisser les niveaux d’uranium contenus dans les décharges d’effluent en provenance des usines de concentration d’uranium au niveau le plus bas possible (mais qui demeure rentable), en réduisant au minimum les « pertes de matières solubles ». Les pertes de matières solubles proviennent de deux cycles de procédé : (1) l’uranium soluble non récupéré provenant des circuits DCC (décantation à contre-courant) et (2) l’uranium résiduel provenant du circuit d’extraction par solvant (ES). Les deux cycles de procédé contiennent habituellement de l’uranium dont la teneur est de l’ordre de µg/L à mg/L. Une réduction ultérieure des niveaux d’uranium dans l’un ou l’autre des cycles nécessiterait l’installation d’autres étapes de procédé dans les circuits DCC et ES et cela n’est généralement pas économiquement ni physiquement réalisable.

Les autres sources potentielles d’uranium dans l’effluent final – eaux d’exhaure, drainage de résidus, suintement des stériles – peuvent contenir des niveaux d’uranium (en mg/L) (et d’autres contaminants), mais il n’existe que peu d’occasions de réduire la teneur en uranium à la source.

Cette étude a permis d’examiner les renseignements disponibles au Canada et auprès de sociétés étrangères possédant des usines de concentration de l’uranium afin de mesurer l’uranium dans les effluents et de déterminer quelle technologie avait été mise au point et appliquée pour éliminer l’uranium. Les concentrations cibles potentielles des technologies d’élimination de l’uranium ne sont pas encore déterminées à ce moment-ci, mais à titre de point de référence pour cette étude, on a supposé que l’uranium total mesuré dans les effluents devrait être réduit à moins de 100 µg/L U ou au niveau le plus faible qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA), compte tenu de facteurs techniques et économiques.

On a déterminé que l’utilisation de l’hydroxyde de calcium (chaux), combiné à du sulfate ferrique et des floculants, offre la meilleure méthode de faire baisser de manière uniforme les niveaux d’uranium dans les effluents de mine. Pour chaque installation minière, le processus sera adapté aux conditions locales, selon qu’il y a présence de carbonate et/ou de bicarbonate, de matières solides en suspension dans l’effluent et d’autres constituants à  éliminer – comme le radium 226, le nickel, le molybdène, l’arsenic et l’ammoniac.

Dans le cas des circuits à faible teneur en sels dissous, l’osmose inverse (OI) permet de produire de très faibles niveaux d’uranium dans les décharges. Cette technologie existe à l’usine de traitement d’eau de Key Lake qui traite l’eau contenant de l’uranium et du nickel en provenance des puits d’assèchement du périmètre de la mine. Les résines échangeuses d’ions permettent de traiter les effluents d’eau qui renferment des niveaux d’uranium de l’ordre du mg/L et des complexes de carbonate d’uranyle difficiles à traiter. Cameco est actuellement en train d’examiner la possibilité d’éliminer l’uranium à l’aide de résines échangeuses d’ions dans son installation de Rabbit Lake. Cependant, les technologies utilisant la chaux et le sulfate ferrique seront également requises à cet endroit pour traiter l’acidité et éliminer d’autres contaminants.

Les rapports des résultats obtenus pour d’autres technologies non conventionnelles (pour l’industrie minière) comme la sorption et la précipitation réductive et biologique ne semblent pas indiquer que ces technologies présentent beaucoup d’intérêt pour l’élimination de l’uranium, à l’heure actuelle.

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RSP-0205 – Mise à jour sur l’étude épidémiologique de la cohorte des travailleurs de la mine d’uranium Eldorado – Partie I de l’étude de la cohorte des travailleurs des mines d’uranium de la Saskatchewan

Le rapport porte sur la mise à jour sur l’étude épidémiologique de la cohorte des travailleurs de la mine d’uranium Eldorado – Partie I de l’étude de la cohorte des travailleurs des mines d’uranium de la Saskatchewan.

Une étude de cohorte dans laquelle les dossiers des travailleurs de la mine d’uranium d’Eldorado Nucléaire Limitée ont été couplés aux registres nationaux de décès (1950 1999) et aux registres nationaux des cas de cancer (1969-1999) a été réalisée. Elle met à jour une étude antérieure qui a permis de vérifier la mortalité de la cohorte entre 1950 et 1980.

Nous présentons dans ce rapport les résultats de l’analyse statistique d’une cohorte de 17 660 individus que l’on sait avoir travaillé chez Eldorado entre 1930 et 1999. Diverses analyses ont porté sur un nombre total de 5 332 décès entre 1950 et 1999, et 2 355 individus atteints d’au moins un cancer entre 1969 et 1999.

Au cours de la première analyse, nous avons comparé la mortalité de la cohorte avec celle de l’ensemble de la population canadienne entre 1950 et 1999. Le cancer du poumon était fréquent dans l’ensemble de la cohorte et dans les diverses sous-cohortes définies par le sexe, le lieu de travail – mine souterraine et usine – et par la première journée de travail chez Eldorado. L’exposition aux produits de filiation du radon (PFR) rend compte d’une grande partie du risque excédentaire, comme on le verra plus en détail par la suite.

Pour la plupart des autres causes de décès, la cohorte dans son ensemble et les sous-cohortes affichaient des taux de mortalité inférieurs à ceux observés dans la population en général. Cela pourrait s’expliquer par l’effet du travailleur bien portant; cette hypothèse est étayée, par exemple, par la diminution importante de la cardiopathie ischémique et le fait que le risque de maladie cardiaque est plus faible dans la cohorte que dans la population générale. Une personne présentant un risque de maladie cardiaque ne s’engagerait probablement pas dans un métier ardu comme celui de mineur.

Lorsqu’on tient compte de causes de décès comme l’hypertension, et de causes extérieures comme les homicides, les suicides, les accidents de la route et d’autres accidents, la cohorte Eldorado présente des taux de mortalité plus élevés que la population en général.

Nous avons aussi comparé les taux d’incidence du cancer entre 1969 et 1999 dans la cohorte et l’ensemble de la population canadienne. On constate chez la cohorte une incidence plus élevée du cancer du poumon, ce qui reflète les taux de mortalité susmentionnés.

La seconde analyse a porté sur la mortalité due au cancer du poumon par exposition aux PFR. Elle repose principalement sur les 618 décès dus au cancer du poumon chez les hommes de la cohorte. À titre de comparaison, pour la cohorte Eldorado, les analyses antérieures indiquaient un total de 122 décès dus à ce cancer. La présente analyse témoigne de l’efficacité statistique de l’étude et devrait produire des estimations plus précises.

Lorsque l’exposition aux PFR augmente, on note une forte augmentation positive monotone du risque de mortalité par cancer du poumon, très significative sur le plan statistique. De façon générale, elle se manifeste pour les trois principaux sites (Port Hope, Port Radium et Beaverlodge), mais il semble que l’exposition de la sous-cohorte de Port Hope a surtout son origine dans l’exposition reçue à d’autres sites. Néanmoins, l’adaptation d’un modèle linéaire simple du risque relatif excédentaire aux données – malgré le lien étroit avec l’exposition aux PFR – fournit des estimations du risque relatif excédentaire qui diffèrent d’un site à l’autre.

L’application du modèle de risque du Comité BEIR VI, qui permet l’interaction statistique en fonction du temps écoulé depuis l’exposition, du débit de dose et de l’âge, atténue l’hétérogénéité statistique en termes d’effet de la variable PFR, et il est clair que ces facteurs modificatifs contribuent à l’hétérogénéité apparente constatée dans le modèle linéaire simple du risque relatif excédentaire. L’adoption du paramétrage choisie par le Comité BEIR VI débouche sur des estimations de coefficients qui ressemblent fort, dans la présente étude, à ceux signalés par ce comité.

L’analyse n’a pas permis de découvrir si l’exposition aux rayons gamma a un effet sur la mortalité due au cancer du poumon; toutes les estimations demeuraient inchangées que l’on inclut ou exclut les personnes n’ayant pas travaillé à Eldorado ou n’ayant pas été exposées aux PFR.

Nous avons également analysé l’incidence du cancer du poumon chez les hommes. Les résultats obtenus reflètent ceux de l’analyse de la mortalité, ce qui n’est guère surprenant puisqu’on utilise des mesures relatives. On doit aussi noter l’interdépendance des deux analyses, un fort pourcentage des cas de cancer ayant contribué à l’analyse des décès correspondante.

En dernier lieu, nous avons étudié la mortalité et l’incidence des cancers autres que le cancer du poumon en tenant compte de l’exposition aux PFR et de l’exposition aux rayons gamma. On ne peut prouver de façon significative qu’il y a une relation de cause à effet entre l’exposition aux PFR et le risque accru de ces autres maladies, ni de relation avec la dose de rayons gamma.

Il faut aborder avec réserve les résultats susmentionnés, car on ne possède pas de données sur le facteur tabagisme ou d’autres carcinogènes possibles dans la cohorte, et on n’a pu prendre en compte l’erreur de mesure dans les estimations de l’exposition. Ces limitations et leurs conséquences sont traitées dans le rapport.

En épidémiologie, l’exposition aux PFR est l’un des phénomènes susceptibles de favoriser le développement du cancer qui sont les mieux étudiés. Les résultats de ces études, surtout des mineurs de fond, montrent de façon constante que le risque de cancer du poumon augmente en fonction de l’exposition, alors qu’on ne constate pas d’augmentation semblable pour les autres maladies.

La présente étude (qui est essentiellement indépendante de l’ensemble des données utilisées par le Comité BEIR VI) renforce ces conclusions basées sur 50 ans de données de mortalité et 31 ans de données sur l’incidence du cancer. Ces conclusions appuient l’utilisation des modèles du Comité BEIR VI pour prédire le risque futur, pour tout groupe donné, du cancer du poumon dû à l’exposition, actuelle ou passée, aux PFR.

En dernier lieu, on doit noter que, jusqu’à maintenant, seulement 25 % environ de la cohorte est décédée. Les futurs travaux d’analyse et de suivi de cette cohorte du point de vue de la mortalité et de l’incidence du cancer pourraient nous permettre de mieux connaître les effets des opérations d’extraction et de traitement de l’uranium en Saskatchewan et dans les autres provinces sur la mortalité résultante des personnes dans ces professions.

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