Identification des systèmes de sûreté associés aux petits réacteurs modulaires : Perspective de l’organisme de réglementation

Résumé détaillé présenté au Congrès international sur la sûreté opérationnelle des centrales nucléaires
Du 11 au 15 mai 2020

Préparé par
Suqiang Xu et Thambiayah Nitheanandan
Commission canadienne de sûreté nucléaire

La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) a procédé à des examens de la conception du fournisseur préalables à l’autorisation pour plusieurs petits réacteurs modulaires (PRM). Dans le cadre de ces examens, la classification de sûreté, y compris l’identification des systèmes de sûreté, fait l’objet d’une analyse. La classification de sûreté vise à relever et à catégoriser les fonctions de sûreté de même que les structures, systèmes et composants (SSC) qui exécutent ces fonctions afin de déterminer leur importance relative pour la sûreté. Cette mesure vise à veiller à ce que les normes ou règles de conception, de construction, d’installation, d’essais, d’inspection et d’entretien de chaque SSC correspondent à leur importance pour la sûreté. Les systèmes de sûreté sont assujettis aux exigences réglementaires les plus rigoureuses. L’identification de tous les systèmes de sûreté constitue une étape essentielle du processus de classification de sûreté; toutefois, il ne s’agit pas d’une tâche facile. Dans ce document, nous précisons la portée des systèmes de sûreté et nous explorons la nécessité d’adopter une approche internationale uniformisée de la classification de sûreté.

Dans le cadre d’un bref examen des documents internationaux, nous révélons les similarités et les différences entre les termes relatifs à la classification de sûreté, par exemple les termes « systèmes importants pour la sûreté », « systèmes relatifs à la sûreté » et « systèmes de sûreté », au sein de la CCSN, de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) et de la Nuclear Regulatory Commission (NRC) des États-Unis. Bon nombre de demandes d’examen de PRM au Canada proviennent de fournisseurs étrangers qui peuvent utiliser des documents provenant de l’une ou l’autre des trois organisations. Ces trois termes sont parfois définis ou interprétés différemment par la CCSN, la NRC et l’AIEA. Par exemple, bien que le terme générique « systèmes importants pour la sûreté » soit le même au sein des trois organisations, il existe des incohérences sur le plan des définitions de leurs sous-catégories. Au Canada, le terme « systèmes de sûreté » représente une sous-catégorie des « systèmes relatifs à la sûreté », alors qu’aux États‑Unis, le terme est synonyme de « systèmes relatifs à la sûreté ». De même, selon la définition de l’AIEA, les termes « systèmes de sûreté » et « systèmes relatifs à la sûreté » ne se chevauchent pas. En raison de ces distinctions subtiles sur le plan de la définition, nous devons être prudents lors de l’utilisation de ces termes afin de minimiser les malentendus possibles. L’uniformisation des termes relatifs à la classification de sûreté est utile.

Le REGDOC-2.5.2 [1] de la CCSN établit des exigences et de l’orientation à l’égard des demandes de permis de nouvelle centrale nucléaire. La CCSN y adopte la définition de l’AIEA pour les systèmes de sûreté, c.-à-d., les systèmes qui permettent d’assurer l’arrêt sûr du réacteur ou l’enlèvement de la chaleur résiduelle du cœur, ou encore l’atténuation des conséquences des événements opérationnels prévus et des accidents de dimensionnement.

L’arrêt sûr, l’enlèvement de la chaleur résiduelle et le confinement lors d’incidents de fonctionnement prévus (IFP) ou d’accidents de dimensionnement constituent des fonctions de sûreté fondamentales. Tout système qui exécute ou soutient directement une fonction de sûreté fondamentale constitue un système de sûreté. Bien que les systèmes de sûreté puissent être utilisés pour tout événement de dimensionnement, ils sont conçus spécifiquement pour les IFP/accidents de dimensionnement, en particulier pour ces derniers.

L’enveloppe sous pression du circuit caloporteur d’un réacteur à eau sous pression représente un système « nucléaire », ce qui constitue un synonyme de « système de sûreté ». Tous les composants de l’enveloppe sous pression correspondant aux classes 1, 2 et 3 de l’ASME sont des composants de systèmes de sûreté. La pression de dimensionnement d’une enveloppe sous pression du circuit caloporteur d’un PRM est généralement faible; toutefois, elle devrait tout de même être classifiée comme un composant « nucléaire » en raison de sa fonction prévue en tant que barrière contre les matières radioactives.

Tous les SSC conçus pour exécuter une fonction de sûreté fondamentale (c.-à-d., une exigence fondamentale) en cas de séisme de dimensionnement ou après un tel séisme sont également considérés comme des composants de systèmes de sûreté.

Tous les SSC qualifiés sur le plan environnemental pour être fonctionnels en cas d’accidents de dimensionnement ou après ceux-ci constituent des composants de systèmes de sûreté.

Les systèmes d’alimentation électrique qualifiés constituent des systèmes de sûreté. Pour ce qui est des centrales nucléaires munies de systèmes de sûreté actifs, il s’agit normalement de génératrices de secours alimentées au diesel et de batteries. Les PRM sont généralement dotés de systèmes de sûreté passifs; une alimentation qualifiée pourrait ne pas être requise.

En général, les systèmes de surveillance ne constituent pas des systèmes de sûreté, sauf exception, par exemple les systèmes de surveillance utilisés à la suite d’un accident dans les centrales nucléaires munies de systèmes de sûreté actifs. Les PRM munis de systèmes de sûreté passifs pourraient ne pas nécessiter de surveillance dont le niveau correspond à un système de sûreté.

Les systèmes conçus pour les conditions additionnelles de dimensionnement (DAC) seulement, comme les génératrices mobiles, ne représentent pas des systèmes de sûreté, bien que les systèmes de sûreté puissent servir aux DAC.

En résumé, l’identification des systèmes de sûreté est essentielle pour prévenir et atténuer les IFP et les accidents de dimensionnement. L’un des défis du processus d’identification est l’établissement de définitions uniformes entre les divers organismes de réglementation, de sorte que les fournisseurs soient en mesure d’identifier les SSC de façon cohérente, peu importe leur pays d’origine.

Référence:

  1. CCSN, document d’application de la réglementation REGDOC-2.5.2, Conception d’installations dotées de réacteurs : Centrales nucléaires, mai 2014

Pour obtenir une copie du document associé au résumé, communiquez avec nous par courriel à cnsc.info.ccsn@cnsc-ccsn.gc.ca ou par téléphone au 613‑995-5894 ou au 1-800-668-5284 (au Canada). Veuillez nous fournir le titre et la date du résumé.

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