Commission canadienne du sûreté nucléaire
Résumés des rapports de recherche
Résumés des rapports de recherche
Les rapports des entrepreneurs sont seulement disponibles dans la langue choisie par l'entrepreneur.
Rapports produits au cours de l'année financière 2005-2006
RSP-0194 Accidental Exposures in Radiotherapy Survey, NRC + Picker Canada
Le rapport porte sur les expositions accidentelles en radiothérapie.
Voici les résultats de l'enquête intitulée : « Expositions accidentelles en
radiothérapie (2005) » réalisée par la CCSN. L'enquête a été réalisée en avril
2005. On a demandé à trente-neuf 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.
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 d'identifier le fondement empirique de tous les modèles ou de toutes les corrélations contenues dans les programmes.
RSP-0196 A Report on Performance Demonstration of NDR Techniques, Nuclear Safety Solutions Inc.Le rapport porte sur la démonstration de la performance 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 :
La portée du projet comprend :
Ce rapport documente 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 partager les systèmes d'END.
En rapport avec cette conclusion, les recommandations suivantes sont proposées :
- 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.
- Toutes les parties engagées dans la mise en oeuvre du processus de qualification d'inspection doivent reconnaître que son existence sera évolutive. Il est plus utile pour l'industrie de mettre en oeuvre 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.
- 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 juridictions européennes qui suivent la démarche ENIQ.
- 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.
- 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.
- 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.
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 d'identifier 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 de 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.
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,
identifier 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 CN 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 CN, en plus des recommandations pour satisfaire à ces
exigences présentées à l'Annexe A. En outre, le rapport identifie 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.
En mars 2004, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (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); et 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 :
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 %). RSP-0200 Review of the 5-kg Corium Commissioning Test Completed in the MFMI Facility, Daniel Magallon, CEA/Cadarache
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 Commisssion canadienne de sûreté nucléaire (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 :
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 d'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 identifiés
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 identifiées 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.
Le rapport porte sur l'examen des technologies d'atténuation du flux thermique des centrales nucléaires.
La Commission canadienne de sûreté nucléaire (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 environnemetale).
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 identification préliminaire des technologies potentielles de remise en état
a été complétée 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 d'identifier 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
contacts 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 d'identifier 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 identifié une longue liste d'options possibles pour la
remise en état. Ensuite, une sélection a été effecutée 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 », « Faible ».
Enfin, les meilleures technologies disponibles ont été identifiées en fonction
des cotes mentionnées précédemment.
Le rapport porte sur la définition d'un programme sur le rendement humain appuyant les activités réglementaires pour la Commission canadienne de sûreté nucléaire.
L'objectif général de ce projet était d'établir les fondements d'un cadre
réglementaire afin de permettre à la Commission canadienne de sûreté nucléaire
(CCSN) d'évaluer la pertinence des programmes sur le rendement humain (PRH)
des titulaires de permis, ainsi que leur efficacité à mettre en oeuvre
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 oeuvre 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 identifier 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
Problèmes et outils pour le rendement humain
Apprentissage au niveau organisationnel et gestion des connaissances
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. RSP-0204 Uranium in Effluent Treatment Process, SENES Consultants Limited
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 identifié dans le rapport sur la Liste des substances d'intérêt
prioritaire de 2003 de Santé Canada et 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.
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 de s 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 complétée. 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 travailler 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
autre 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.
