Résumés des rapports de recherche

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Rapports produits au cours de l’année financière 2011-2012

• RSP-0272 CSA/ASME Code Comparison for Class 1-Vessesls, Piping and Valves - ANRIC Enterprises Inc.
• RSP-0273 - Comparaison entre les exigences canadiennes de conception des nouvelles centrales nucléaires et celles d’organismes de réglementation étrangers
• RSP-0274 - Incertitudes liées au calcul des paramètres de la cinétique des cœurs de CANDU
• RSP-0275 - Projet d’échange de données sur la défaillance des conduites (OPDE) de l’OCDER
• RSP-0276 - Évaluation coordonnée et programme de recherche sur les aspects liés à la sûreté d’un dépôt de déchets radioactifs dans la roche sédimentaire : stabilité de la géosphère au fil des changements climatiques passés et à venir

RSP-0272 CSA/ASME Code Comparison for Class 1-Vessesls, Piping and Valves, ANRIC Enterprises Inc.

Le Programme multinational d'évaluation des conceptions (MDEP) représente une initiative multinationale à laquelle souscrivent l’Afrique du Sud, le Canada, la Chine, la Corée du Sud, les États‑Unis, la Finlande, la France, le Japon, le Royaume-Uni et la Russie (l’Agence internationale de l’énergie atomique participe également aux activités générales du MDEP). Le Canada participe à tous les niveaux du programme, de la politique au comité directeur en passant par les groupes de travail; il assume également la présidence du Groupe de travail sur les codes et les normes (GTCN).

Au Canada, le président de la CSA a signé l’accord international requis pour participer au projet de comparaison des codes sous l’égide du GTCN du MDEP. Il incombe au comité d’experts des normes nucléaires de la CSA d’effectuer la comparaison des codes, une tâche qui relève du comité technique N285A (CT N285A) de l’Association. À l’origine, EACL a pris la direction du projet, mais en raison de son retrait, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a décidé d’offrir son soutien et a demandé à ANRIC Enterprises inc. d’achever les travaux dans les délais prescrits¹.

L’American Society of Mechanical Engineers (ASME) a offert de gérer les activités de comparaison des codes dans le cadre du MDEP. Il a été convenu de fonder la comparaison des codes sur l’article III du code de l’ASME sur les chaudières et appareils à pression, et de procéder à une comparaison article par article des divers normes et codes internationaux en fonction des exigences de l’article III, catégorie 1, du code concerné de l’ASME pour les cuves, les raccords, les pompes et les valves. Le Japon, la Russie, la France, la Corée, les États‑Unis et le Canada (équipe de comparaison des codes des organismes d'élaboration de normes – ECC des OEN) ont participé à l’activité de comparaison.

La version préliminaire initiale du rapport de l’OEN canadien, qui se trouve à l’annexe A - Rapport de l’OEN, a été présenté à la CCSN et à l’ECC des OEN, lors d’une rencontre tenue en février 2011 à Seattle, aux fins d’examen et de commentaires. Les commentaires recueillis ont été traités dans les versions révisées du rapport de l’OEN canadien. Le rapport révisé de l’OEN canadien a été présenté au CT N285A aux fins d’endossement en mai 2011 et accepté par le comité technique lors de sa réunion tenus le 16 juin 2011 à Vancouver (Colombie‑Britannique). Le CT a accepté à l’unanimité le rapport incluant les changements suggérés. Le rapport ci‑joint a été mis à jour afin d’y inclure les commentaires formulés par le CT N285A.

¹ - Les travaux ont progressé durant environ deux ans avant qu’EACL déclare officiellement le retrait de son soutien.

RSP-0273 - Comparaison entre les exigences canadiennes de conception des nouvelles centrales nucléaires et celles d’organismes de réglementation étrangers

Ce projet avait pour but d’aider la CCSN à formuler une position réglementaire sur les exigences canadiennes de conception des nouvelles centrales nucléaires, par comparaison avec celles appliquées dans d’autres territoires réglementaires, soit les États-Unis, la Finlande, le Royaume-Uni, la France et l’Union européenne.

Les exigences réglementaires qu’appliquent actuellement divers pays ayant des programmes nucléaires reflètent la technologie choisie pour leurs réacteurs respectifs, l’expérience en exploitation accumulée, les développements découlant de la recherche et les améliorations apportées aux techniques et aux outils d’évaluation. Même si les principes de base en matière de sûreté qui gouvernent la conception des réacteurs nucléaires demeurent les mêmes d’une la technologie à l’autre, des différences apparaissent lorsque les exigences réglementaires deviennent prescriptives à l’égard de la conception de certains systèmes de sûreté servant à prévenir ou à atténuer des accidents hypothétiques spécifiques à chaque type de réacteur.

Au cours de la dernière décennie, de nouveaux systèmes de réacteur ont été conçus avec d’importants changements dans la technologie, en comparaison avec les réacteurs actuellement en exploitation. Ces nouveaux réacteurs ont été conçus dans le respect des exigences réglementaires et des normes de l’industrie du pays d’origine. Plus souvent qu’autrement, des problèmes surgissent lorsqu’une telle conception est soumise à une approbation réglementaire dans le cadre du processus d’autorisation de construction dans un autre pays, lequel a habituellement ses propres normes et exigences en matière de sûreté.

Bien que plusieurs organisations dans l’industrie prônent une harmonisation des normes de sûreté nucléaire à un niveau international et une uniformisation des centrales nucléaires et que les organismes de réglementation collaborent dans ce dossier, le processus avance lentement. De plus, des différences existent dans l’interprétation des exigences ainsi que dans les attentes concernant leur mise en œuvre. Les attentes concernant la mise en œuvre des exigences de sûreté pour la conception des réacteurs nucléaires sont habituellement exprimées en fonction de critères de sûreté quantitatifs, qui n’ont pas été autant harmonisés que les exigences qualitatives. De plus, les pratiques réglementaires pour l’examen indépendant des évaluations de sûreté qui servent à étayer la conception des systèmes de sûreté d’un réacteur ne sont pas harmonisées.

Le projet consistait à comparer les documents d’application de la réglementation canadiens RD‑337 et RD-310¹ avec les exigences établies par les organismes de réglementation étrangers suivants : la Nuclear Regulatory Commission des États-Unis (NRC), la Radiation and Nuclear Safety Authority de la Finlande (STUK), le Nuclear Installations Inspectorate du Royaume-Uni (NII) et l’Autorité de sûreté nucléaire de la France (ASN), et avec les niveaux de référence et les objectifs de sûreté nucléaire pour les nouveaux réacteurs établis par la Western European Nuclear Regulators’ Association (WENRA) dans le but d’harmoniser les exigences réglementaires dans l’Union européenne. Les leçons tirées de l’application de différentes exigences ont également été examinées dans le cadre du projet. Les documents de réglementation inclus dans la portée du projet occupent différents niveaux dans les régimes de réglementation des pays respectifs, allant d’exigences contraignantes à des principes et des lignes directrices utilisées dans l’examen réglementaire.

Les principales différences relevées dans l’étude comparative sont liées à l’évaluation des conceptions relativement à la protection contre les accidents graves, à la conception des systèmes de confinement, à la façon de traiter un écrasement d’avion, aux critères d’acceptation des doses et aux objectifs en matière de sûreté, à l’application du critère de défaillance unique, au délai d’intervention des opérateurs en cas d’accident, à la portée des exigences concernant les systèmes électriques et aux caractéristiques de contre-réaction de réactivité inhérente au réacteur.

Toutes les différences dans les exigences ont la possibilité d’entraîner des changements dans la conception d’un réacteur autorisé dans les territoires susmentionnés. D’autres modifications à la conception pourraient s’avérer nécessaires en raison des différences dans les pratiques et les critères relatifs à l’examen réglementaire. Puisque la comparaison de ces pratiques et de ces critères ne faisaient pas partie de l’étude, les critères de sûreté ont été comparés seulement dans les cas où ils étaient fournis dans les documents d’application de la réglementation examinés. Une analyse qualitative a également été fournie dans le cadre du projet au sujet de l’impact des exigences divergentes sur le principe de prudence ainsi que les coûts et les avantages pour la sûreté.

L’étude comparative détaillée et ses conclusions forment une bonne base sur laquelle la CCSN peut s’appuyer pour déterminer quelles exigences réglementaires canadiennes et lignes directrices d’examen il serait bon de développer ou de clarifier, et quels domaines nécessiteraient une attention particulière si des demandes de permis sont soumises pour des conceptions de réacteurs établies en conformité avec les règlements et les normes en vigueur dans d’autres pays.

¹ Le document RD-310 ne faisait pas partie du projet défini par la CCSN, mais a été inclus dans l’étude comparative, dans la mesure nécessaire, pour réduire au minimum le nombre de différences qui auraient été relevées, car les règlements étrangers comparés contenaient, à divers degrés et niveaux de détails, des dispositions concernant les analyses de sûreté.

RSP-0274 - Incertitudes liées au calcul des paramètres de la cinétique des cœurs de CANDU

L’analyse moderne des conditions transitoires dans les centrales nucléaires utilise des méthodes basées sur la cinétique espace-temps des réacteurs. Dans l’industrie nucléaire canadienne, les calculs employés pour l'analyse de la sûreté font appel presque exclusivement à la méthode de factorisation des flux quasi statiques améliorée (ou IQS). Cette méthode, comme toutes les méthodes fondées sur la factorisation de flux, se fonde sur le calcul des paramètres de la cinétique de point efficace, qui dominent le comportement du flux dans le temps, au moyen d'intégrales pondérées par adjoint. L’exactitude de la représentation de l'adjoint influe sur l’exactitude des paramètres de la cinétique efficace.

Les calculs ordinaires portant sur l'ensemble du cœur ne sont jamais effectués au moyen de modèles détaillés et de la théorie du transport, on fait plutôt appel à un modèle avec homogénéisation de cellule et à la théorie de la diffusion à deux groupes. Ce travail permet d’évaluer l’effet de l’homogénéisation et de la condensation de groupe sur les paramètres de la cinétique efficace d'un cœur de CANDU et il suggère des améliorations pour la méthode actuelle de simulation des conditions transitoires des neutrons des réacteurs CANDU.

Pour étudier l’effet de l'homogénéisation et de la condensation de groupe au niveau du réseau, on envisage un modèle simple constitué d’un réseau infini de cellules en treillis. Le flux direct en fonction du temps et de l'énergie et l'adjoint correspondant sont calculé dans un formalisme à 69 groupes à l’aide du code de probabilité de collision Dragon. Premièrement, la référence, la fraction hétérogène efficace multigroupe de neutrons retardés et le temps de production, sont calculés au moyen d’un adjoint hétérogène à énergies multiples. Deuxièmement, la fraction homogène efficace multigroupe de neutrons retardés et le temps de production approximatifs sont calculés à l’aide d’un adjoint de groupe à énergie fine approximatif homogénéisé au niveau de la cellule. Troisièmement, la fraction homogène efficace approximative de deux groupes de neutrons retardés et le temps de génération sont calculés au moyen d'un adjoint à deux groupes homogénéisés au niveau de la cellule. Les résultats des deux approximations sont ensuite comparés avec les résultats de référence à plusieurs stades d'épuisement. Trois types de combustible font l’objet de l'étude : combustible d'uranium naturel (UN), combustible à faible coefficient de vide (CFCV) et combustible de réacteur CANDU avancé (ACR). On a utilisé la bibliothèque de coupes transversales microscopiques à 69 groupes de la version mise à jour de WIMS-D (WLUP). Les données sur les neutrons retardés sont obtenues à partir de ENDF/B-VI.8 en utilisant le code Java de traitement Janis.

Les résultats montrent que, selon le combustible, les erreurs introduites en utilisant des adjoints de deux groupes homogénéisés par réseau sont de l’ordre de 5 % pour les fractions de neutrons retardés efficaces et jusqu’à 1 % pour le temps de production de neutrons efficace. Les erreurs ont tendance à varier d'environ 1 % (de la valeur des paramètres individuels) selon le stade d'épuisement. Si un adjoint à 69 groupes homogénéisés par réseau est utilisé au lieu de cela, l'erreur chute à environ 2 % pour les fractions de neutrons retardés efficaces et à 0,5 % pour le temps de production de neutrons efficace. La variation de l’erreur selon le stade d'épuisement est elle aussi réduite. Néanmoins, l’erreur n’est pas suffisamment réduite pour justifier l’utilisation d’une telle méthode. Au lieu de cela, une méthode simple de correction directe des valeurs actuelles (homogènes sur deux groupes) pour reproduire les valeurs de pondération par adjoint est proposée.

Pour obtenir une estimation de l’ensemble des effets de l’utilisation des facteurs de correction proposés, on peut simplement corriger la valeur de chacun des paramètres (obtenus à l’aide d’un modèle homogène à deux groupes) pour l'ensemble du cœur au moyen d'une valeur de son facteur de correction correspondant à une valeur de « moyenne d'épuisement ». Les estimations approximatives suivantes des facteurs de correction indépendants du stade d'équipement sont recommandées.

RSP-0275 - Projet d’échange de données sur la défaillance des conduites (OPDE) de l’OCDER

La fiabilité des conduites est essentielle à l’exploitation sûre et efficace des centrales nucléaires commerciales. Voilà pourquoi des organismes de réglementation (p. ex. la CCSN et le CNRC), des organisations internationales (p. ex. l’OCDE, l’AEN et l’AIEA) et des organismes de l’industrie de partout dans le monde recueillent et évaluent de l’information sur la détérioration et la défaillance des composants et des conduites. Le Projet d’échange de données sur la défaillance des conduites (OPDE) de l’OCDE/AEN a rendu possible l’établissement d’un programme international qui permet aux pays membres de l’OCDE de faire connaître leur expérience à cet égard.

Le projet a été lancé officiellement en mai 2002 sous l'égide de l'OCDE/AEN. Ce sont les organisations qui produisent ou réglementent plus de 80 % de l'énergie nucléaire dans le monde qui fournissent des données pour ce projet. Le projet s’appuie sur une base de données relationnelle contenant de l’information sur la dégradation et la défaillance des conduites dans les réacteurs à eau ordinaire et les réacteurs à eau lourde de 1970 à 2011.

Le projet OPDE vise à accroître la sûreté et la fiabilité à long terme des centrales nucléaires commerciales par la communication de l’expérience opérationnelle en matière de dégradation et de défaillance des conduites.

Il est très profitable pour les pays membres d’échanger leur expérience opérationnelle, qu’ils soient des organismes de réglementation ou des exploitants. Au nombre des avantages, on compte : l’obtention d’information supplémentaire concernant l’exploitation des composants et des conduites , la gestion du cycle de vie des composants vieillissants et les technologies d’inspection existantes; une meilleure connaissance des mécanismes de dégradation continue, des stratégies d’atténuation, des préoccupations et des stratégies en matière de réglementation ainsi que le réseautage avec des spécialistes de l’industrie.

On considère que le projet OPDE traite de toutes les situations possibles de rupture des conduites dans les centrales nucléaires. Le projet porte sur les composants des conduites métalliques habituels du circuit primaire, du système de sûreté du processus principal, du système de sûreté de réserve ainsi que des systèmes auxiliaires (c.‑à‑d. conduites de classe 1, 2 et 3 de l’ASME, ou leur équivalent). Il s’applique également aux conduites qui ne sont pas destinées à la sûreté (non réglementées) et qui, en cas de fuites, peuvent entraîner des événements d’origine commune. En résumé, la base de données du projet OPDE couvre la détérioration et la défaillance des conduites à énergie élevée et à énergie modérée ainsi que des conduites liées ou non à la sûreté.

Le présent rapport décrit la portée du projet OPDE après neuf ans d’existence et offre un aperçu des quelque 3 800 défaillances de conduites pour lesquelles on trouve de l’information dans la base de données. Le projet OPDE a pris fin officiellement le 31 mai 2011, mais son succès a amené les participants à créer un nouveau projet intitulé « Programme de l’OCDE sur l’expérience opérationnelle, la dégradation et le vieillissement des composants (CODAP) », qui permettra de poursuivre les travaux entrepris dans le cadre du projet OPDE.

RSP-0276 - Évaluation coordonnée et programme de recherche sur les aspects liés à la sûreté d’un dépôt de déchets radioactifs dans la roche sédimentaire : stabilité de la géosphère au fil des changements climatiques passés et à venir

Le présent document constitue le rapport final d’une étude lancée et financée par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). Il traite de l’étude des répercussions passées et à venir des changements climatiques sur les roches sédimentaires de l’Ontario pour ce qui est du stockage permanent en formations géologiques profondes des déchets nucléaires (déchets faiblement radioactifs et déchets moyennement radioactifs, DFR, DMR).

Le rapport présente les résultats d’un examen général des causes et des conséquences fondamentales des changements climatiques à long terme. On y trouve également un examen et une comparaison détaillés et critiques de deux modèles de changements climatiques à long terme. Les résultats démontrent que le modèle de changements climatiques de l’Université de Toronto peut être utilisé pour prévoir les changements climatiques passés et futurs en Ontario. Y sont réunies et analysées de façon critique les données géologiques, géochimiques, mécaniques, hydrauliques et thermiques sur les formations de roches sédimentaires en Ontario qui ont été publiées et qui sont utiles pour l’étude des impacts des glaciations passées et à venir. Ces données sont utilisées dans l’élaboration de modèles conceptuels de la zone d’étude.

Un modèle couplé thermique-hydraulique-mécanique-chimique (THMC) destiné à l’analyse des répercussions des glaciations sur les roches sédimentaires y est élaboré et validé. La vérification et la validation révèlent que les résultats prévus par le modèle correspondent assez bien à ceux qui sont obtenus par l’analyse ou l’expérience (données de terrain). Le modèle élaboré est utilisé pour effectuer une analyse numérique des effets des cycles de glaciation‑déglaciation sur les formations de roche sédimentaire encaissante de l’Ontario, laquelle analyse produit des résultats utiles. Il appert aussi que les glaciations ont eu ou auront des répercussions importantes sur le gradient de pression de l’eau interstitielle, sur le gradient hydraulique et sur la répartition efficace des contraintes dans les roches sédimentaires en Ontario. Qui plus est, le pergélisol se révèle limité aux faibles profondeurs (≤50 m). Il appert également que les changements climatiques n’ont pas eu et n’auront pas d’effets importants sur le transport des solutés dans la roche encaissante de l’Ontario et que le transport des solutés dans la barrière de roche (calcaire, schiste) est à diffusion dominante. Les résultats de la simulation démontrent toutefois que, dans le cas d’un puits détérioré, les changements climatiques à venir pourraient provoquer de grandes contraintes effectives verticales dans le puits. Ces dernières pourraient également accentuer la détérioration du système de scellement du puits. Les résultats de la simulation révèlent en outre qu’un puits défectueux peut favoriser le transport des contaminants (solutés).