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Rapport de surveillance réglementaire des installations de traitement de l'uranium et des substances nucléaires au Canada : 2020

Table des matières

Modifications au rapport de surveillance réglementaire de 2020

À l’instar des autres rapports de surveillance réglementaire (RSR) produits par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN), des modifications ont été apportées au présent rapport en fonction de recommandations de la Commission et de la rétroaction des intervenants. Le personnel de la CCSN a apporté les modifications suivantes au Rapport de surveillance réglementaire des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires ainsi que des réacteurs de recherche au Canada : 2020 :

  • La déclaration du rendement des réacteurs de recherche est réalisée tous les trois ans. Auparavant, ces installations étaient incluses dans les RSR des installations de réacteurs de recherche nucléaires et d’accélérateurs de particules, mais elles seront dorénavant intégrées au présent RSR.
  • Les Nations et communautés autochtones et leurs territoires ancestraux ou issus de traités sont reconnus au début du RSR et de la présentation.
  • Le sommaire a été remplacé par un résumé en langage clair.
  • Des renseignements supplémentaires sur tous les domaines de sûreté et de réglementation sont inclus.
  • Davantage d’hyperliens sont utilisés étant donné que le contenu est facilement accessible en ligne (p. ex., site Web de la CCSN, anciens RSR).
  • Les données fournies à l’égard du Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE) comprennent une explication des modifications aux méthodes d’analyse.

Résumé en langage clair

Le Rapport de surveillance réglementaire des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires ainsi que des réacteurs de recherche au Canada : 2020 présente des renseignements sur le rendement en matière de sûreté des installations nucléaires indiquées dans le titre. Le rapport repose sur le travail effectué par le personnel de la CCSN à l’égard des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires (ITUSN) ainsi que des réacteurs de recherche pour préserver la sûreté et la sécurité des personnes et protéger l’environnement. Au cours de la période visée par le rapport, toutes les installations ont continué d’être exploitées en toute sûreté; les résultats de la surveillance démontrent que les aliments cultivés et l’eau à proximité peuvent être consommés sans danger. Il n’y a eu aucun rejet pouvant mettre en danger la santé humaine ou l’environnement.

Le présent rapport fait également le point sur les activités de réglementation du personnel de la CCSN relatives à l’information publique, à la mobilisation des collectivités et aux aspects du Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE) de la CCSN visant les ITUSN et les réacteurs de recherche. Dans la mesure du possible, les tendances sont indiquées et les données sont comparées à celles des années précédentes.

Le présent rapport fournit des renseignements sur les installations autorisées du Canada énumérées ci-dessous :

Chaque année, la CCSN réalise des inspections dans ces installations. Le nombre d’inspections et les éléments inspectés dépendent de chaque site et du rendement de l’installation. La CCSN a recours à une approche fondée sur le risque lors de la planification des inspections. Au cours des périodes respectives visées par le rapport, le personnel de la CCSN a réalisé en tout 28 inspections aux ITUSN et aux réacteurs de recherche. Ces inspections ont donné lieu à l’émission de 47 avis de non-conformité (ANC), qui étaient tous liés à des problèmes considérés comme étant à faible risque. En outre, afin de garantir le respect des obligations en matière de non-prolifération, l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a réalisé 39 activités de vérification des garanties, et la CCSN a réalisé une activité liée aux garanties aux ITUSN et aux réacteurs de recherche. Ces activités de réglementation ont donné lieu à l’émission de trois ANC, qui étaient tous liés à des problèmes considérés comme étant à faible risque. Tous les ANC sont décrits à la section 6 et à la section 7.2.2 du présent rapport.

La CCSN évalue le rendement de chaque titulaire de permis en fonction de 14 domaines de sûreté et de réglementation (DSR), et les cotes de rendement correspondantes sont incluses dans le présent rapport. Le rapport met principalement l’accent sur les DSR Radioprotection, Protection de l’environnement et Santé et la sécurité classiques, car ils donnent une bonne indication du rendement en matière de sûreté.

Les cotes attribuées aux DSR dans le présent rapport s’appuient sur les résultats des activités de vérification de la conformité réalisées par le personnel de la CCSN. Ces activités comprenaient des inspections sur le site et virtuelles, des évaluations techniques, des examens des rapports présentés par les titulaires de permis, des examens des événements et incidents ainsi que des échanges continus d’information avec les titulaires de permis. Pour les périodes de déclaration visées, le personnel de la CCSN a attribué la cote « Satisfaisant » à tous les DSR pour toutes les installations mentionnées dans le présent rapport, et il a confirmé que toutes ces installations étaient exploitées en toute sûreté.

La CCSN reconnaît et comprend l’importance de tisser des liens avec les Nations et communautés autochtones au Canada. Elle vise à établir des relations et à bâtir la confiance par le biais d’activités de mobilisation concertées. Les installations visées par le présent rapport se trouvent sur les territoires ancestraux ou issus de traités de nombreuses Nations et communautés autochtones.

En 2020, les activités réalisées par le personnel de la CCSN appuyaient l’engagement permanent de ce dernier de respecter ses obligations en matière de consultation et d’accommodement et de continuer à tisser des liens avec les Nations et communautés autochtones pour lesquelles les ITUSN et les réacteurs de recherche du Canada revêtent un intérêt.

En résumé, les travailleurs de chaque installation étaient en sécurité et adéquatement protégés, et il n’est survenu aucun rejet qui aurait pu avoir des effets néfastes sur les milieux environnants ou sur la santé, la sûreté et la sécurité des personnes ou Nations et communautés autochtones.

Le présent rapport est disponible sur le site Web public de la CCSN. Les membres du public peuvent obtenir, sur demande, les documents mentionnés dans le rapport en communiquant avec la personne suivante :

Agent principal du tribunal, Secrétariat

Téléphone : 613-858-7651 ou 1-800-668-5284

Télécopieur : 613-995-5086

Courriel : interventions@cnsc-ccsn.gc.ca

1. Introduction

Par le biais de l’application de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (LSRN) [1] et des règlements pris en vertu de celle-ci, la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) réglemente l’industrie nucléaire afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité, de protéger l’environnement et de respecter les engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire. De plus, la CCSN informe objectivement le public sur les plans scientifique ou technique ou en ce qui concerne la réglementation du domaine de l’énergie nucléaire. Il incombe aux titulaires de permis d’exploiter de manière sûre leurs installations et de mettre en œuvre des programmes qui comprennent des mesures adéquates pour satisfaire aux exigences législatives et réglementaires et aux conditions de permis.

Le présent rapport de surveillance réglementaire (RSR) donne un aperçu des activités de réglementation de la CCSN et de l’évaluation par le personnel de la CCSN des installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires (ITUSN) au Canada durant l’année civile 2020. Il présente également l’évaluation des réacteurs de recherche réalisée par le personnel de la CCSN de 2018 à 2020; à cet égard, la Commission a demandé au personnel de la CCSN de présenter des mises à jour tous les trois ans.

Les installations visées par le présent rapport sont les suivantes :

Le présent rapport aborde tous les domaines de sûreté et de réglementation (DSR), mais il met l’accent sur la radioprotection, la protection de l’environnement ainsi que la santé et sécurité classiques, qui donnent un bon aperçu du rendement en matière de sûreté aux installations autorisées. Il donne également un aperçu des activités du titulaire de permis, des modifications aux permis, des nouveautés importantes aux installations et sites autorisés ainsi que des événements à déclaration obligatoire. En outre, il comprend des renseignements sur les programmes d’information publique, sur la réponse des titulaires de permis et de la CCSN à la COVID-19 de même que sur la mobilisation des Nations et communautés autochtones.

2. INSTALLATIONS DE TRAITEMENT DE L’URANIUM

Les installations de traitement de l’uranium font partie du cycle du combustible nucléaire, qui comprend le raffinage, la conversion et la fabrication du combustible. Le combustible produit est utilisé dans les centrales nucléaires aux fins de production d’électricité.

2.1 Raffinerie de Blind River de Cameco

Cameco Corporation possède et exploite la raffinerie de Blind River (RBR) située à Blind River (Ontario). La RBR est située à environ 5 km à l’ouest de Blind River et au sud de la Première Nation des Mississaugas, comme l’illustre la figure 2-1.

Figure 2-1 : Vue aérienne de la raffinerie de Blind River
Photographie aérienne qui montre l’emplacement de la raffinerie par rapport à la ville de Blind River, à la Première Nation de Mississauga, au lac Huron et à la rivière Mississagi. Tous les emplacements sont indiqués sur la photo avec des bulles de texte.

(Source : Cameco)

La RBR raffine des concentrés d’uranium (yellowcake) provenant de mines d’uranium du monde entier pour produire du trioxyde d’uranium (UO3), un produit intermédiaire du cycle du combustible nucléaire. L’UO3 produit est principalement destiné à l’installation de conversion de Port Hope (ICPH) de Cameco.

En 2020, le personnel de la CCSN a mené trois inspections de la RBR qui ont visé sept DSR. Le tableau B-1 à l’annexe B dresse la liste de ces inspections, et les quatre avis de non-conformité (ANC) émis à la suite de ces inspections sont présentés à la section 6 du présent rapport.

Le personnel de la CCSN est satisfait que, en 2020, la RBR de Cameco a été exploitée en toute sûreté et conformément à son fondement d’autorisation.

En septembre 2020, le personnel de la CCSN a reçu la demande de Cameco en vue du renouvellement pour dix ans de son permis d’exploitation d’une installation de fabrication du combustible visant la RBR. Le permis de la RBR est arrivé à échéance le 28 février 2022, et une audience de la Commission a eu lieu le 24 novembre 2021. La Commission a renouvelé le permis de la RBR pour dix ans tel qu’il est indiqué dans le Compte rendu de décision.

2.2 Installation de conversion de Port Hope de Cameco

Cameco Corporation possède et exploite l’installation de conversion de Port Hope (ICPH), qui est située à Port Hope (Ontario), sur la rive nord du lac Ontario, à environ 100 km à l’est de Toronto. La figure 2-2 présente une vue aérienne de l’ICPH.

Figure 2-2 : Vue aérienne de l’installation de conversion de Port Hope
Photographie aérienne qui montre l’installation composée de plusieurs bâtiments répartis d’un bout à l’autre du campus.

(Source : Cameco)

L’ICPH convertit la poudre d’UO3 produite par la RBR de Cameco en dioxyde d’uranium (UO2) et en hexafluorure d’uranium (UF6). L’UO2 sert à fabriquer le combustible des réacteurs canadiens à deutérium-uranium (CANDU), tandis que l’UF6 est exporté aux fins de traitement supplémentaire avant d’être converti en combustible pour les réacteurs à eau légère.

En 2020, le personnel de la CCSN a mené à l’ICPH trois inspections qui ont visé neuf DSR, de même que des activités de vérification de la conformité associées au projet Vision in Motion (VIM). Le tableau B-2 de l’annexe B dresse la liste de ces inspections, et les huit ANC qui en ont résulté sont présentés à la section 6 du présent rapport.

Le personnel de la CCSN est satisfait que, en 2020, l’ICPH de Cameco a été exploitée en toute sûreté et conformément à son fondement d’autorisation.

Vision in Motion

Le projet « Vision in Motion » (VIM) est le plan établi par Cameco pour nettoyer et renouveler le site de l’ICPH. Le projet est réalisé aux termes du permis d’exploitation FFOL-3631.00/2027 de Cameco. Selon la condition de permis 16.1, le titulaire de permis doit mettre en œuvre et tenir à jour un programme de nettoyage, de décontamination et de remise en état. Cameco a reporté certaines activités non essentielles prévues dans le cadre de VIM afin de restreindre le nombre d’entrepreneurs sur le site durant la pandémie de COVID‑19. En 2020, Cameco a notamment réalisé les travaux de VIM suivants :

  • Préparation et transfert des déchets entreposés vers l’installation de gestion à long terme des déchets du projet de Port Hope des Laboratoires Nucléaires Canadiens (LNC) autorisée par la CCSN
  • Enlèvement de l’équipement intérieur et des déchets accumulés dans le bâtiment 27 (l’ancienne usine d’UF6)
  • Installation des infrastructures, y compris de nouveaux systèmes de gestion des eaux pluviales et le nouveau poste d’approvisionnement en hydrogène essentiellement achevés. Entrée en service prévue en 2022. L’autorisation environnementale modifiée du ministère de l’Environnement, de la Protection de la nature et des Parcs (MEPNP) de l’Ontario à l’égard des eaux pluviales a été reçue, et le nouveau système de gestion des eaux pluviales à l’extrémité sud de l’installation a été mis en service
  • Réalisation d’examens de la documentation sur les espèces en péril et de relevés d’espèces dans les zones de travaux de VIM
  • Réalisation d’un relevé de forage géotechnique souterrain à l’emplacement des infrastructures des eaux pluviales proposées

En décembre 2020, Cameco a présenté à la Commission (CMD 20-M36.1) une mise à jour sur le projet VIM.

2.3 Cameco Fuel Manufacturing Inc.

Cameco Fuel Manufacturing Inc. (CFM) est une filiale en propriété exclusive de Cameco Corporation. CFM exploite deux installations : une installation de fabrication de combustible nucléaire autorisée par la CCSN à Port Hope (Ontario), et une installation de fabrication de métaux à Cobourg (Ontario), laquelle produit des grappes de combustible et des composants de réacteurs (activités non nucléaires). Puisque cette dernière installation n’est pas assujettie à l’autorisation de la CCSN, le présent rapport n’en traite pas. La figure 2-3 présente une vue aérienne de l’installation de CFM.

Figure 2-3 : Vue aérienne de l’installation de fabrication de combustible de Cameco
Photographie aérienne, avec des bulles de texte, qui montre l’emplacement de l’installation par rapport à la ville de Port Hope et au lac Ontario. L’installation comprend plusieurs bâtiments répartis d’un bout à l’autre du campus.

(Source : Cameco)

L’installation de CFM fabrique des pastilles de combustible à partir de poudre d’UO2 naturel et assemble des grappes de combustible nucléaire. Une fois assemblées, les grappes de combustible sont principalement expédiées à des réacteurs nucléaires canadiens.

En 2020, le personnel de la CCSN a mené à CFM trois inspections qui ont visé cinq DSR. Le tableau B-3 de l’annexe B dresse la liste de ces inspections, et les neuf ANC qui en ont résulté sont présentés à la section 6 du présent rapport.

Le personnel de la CCSN est satisfait que, en 2020, CFM a mené ses activités en toute sûreté et conformément à son fondement d’autorisation.

En décembre 2020, le personnel de la CCSN a reçu la demande de Cameco en vue du renouvellement pour un an de son permis d’exploitation visant l’installation de fabrication du combustible de CFM, qui est arrivé à échéance le 28 février 2022. La Commission a tenu une audience par écrit pour examiner les mémoires de Cameco et du personnel de la CCSN de même que les interventions du public et des Nations et communautés autochtones. Elle a accordé à CFM un renouvellement de permis d’un an (jusqu’au 28 février 2023) tel qu’il est indiqué dans le Compte rendu de décision. CFM demande actuellement un renouvellement de permis pour 20 ans.

2.4 BWXT Nuclear Energy Canada Inc.

BWXT Nuclear Energy Canada Inc. (BWXT-NEC) produit du combustible nucléaire et des grappes de combustible destinés aux centrales nucléaires d’Ontario Power Generation à Pickering et Darlington. BWXT-NEC mène des activités autorisées à deux emplacements : Toronto et Peterborough (Ontario). Les figures 2-4 et 2-5 montrent des vues aériennes des installations de BWXT-NEC.

Figure 2-4 : Vue aérienne de l’installation de BWXT à Toronto
Le site de l’installation, montré dans la photographie aérienne et délimité par l’encadré en rouge, comprend quelques petits bâtiments.

(Source : Google Maps)

Figure 2-5 : Vue aérienne de l’installation de BWXT à Peterborough
Photographie aérienne qui montre le site de l’installation délimité par l’encadré en rouge.

(Source : Google Maps)

L’installation de Toronto produit des pastilles de combustible nucléaire CANDU à partir d’UO2 fourni par l’ICPH. L’installation de Peterborough fabrique des grappes de combustible nucléaire CANDU à partir des pastilles d’uranium provenant de Toronto et des tubes en zircaloy fabriqués sur place. L’installation de Peterborough comprend également un secteur responsable des services de combustible qui s’occupe de la fabrication et de l’entretien d’équipement destiné aux centrales nucléaires.

En 2020, le personnel de la CCSN a mené à BWXT-NEC quatre inspections qui ont visé quatre DSR. Le tableau B-4 de l’annexe B dresse la liste de ces inspections, et les quatre ANC qui en ont résulté sont présentés à la section 6 et à la section 7 du présent rapport.

Les modifications considérables aux installations ont compris des changements à l’installation de Peterborough afin d’inclure l’automatisation de l’équipement de tri et d’empilement des pastilles de combustible provenant de l’installation de Toronto. Toutes les modifications aux installations ont été exécutées conformément aux processus de contrôle des modifications à l’installation, et le personnel de la CCSN est satisfait que, en 2020, les installations de BWXT-NEC ont été exploitées en toute sûreté et conformément à leur fondement d’autorisation.

2.4.1 Renouvellement de permis de BWXT-NEC en 2020

En mars 2020, la Commission a tenu des audiences publiques à Toronto (Ontario) et à Peterborough (Ontario) à l’égard du renouvellement du permis d’exploitation de BWXT-NEC. L’évaluation par le personnel de la CCSN de la demande de renouvellement a été rendue publique durant cette audience, dans les CMD 20‑H2.A et CMD 20‑H2.B. De plus, le personnel de la CCSN a soumis le CMD 20-H2.C en réponse à plusieurs demandes de renseignements supplémentaires reçues par la Commission.

En avril 2020, la Commission a annoncé la continuation de l’audience et a demandé au personnel de la CCSN de prélever des échantillons additionnels de sol sur les propriétés adjacentes à l’installation de BWXT-NEC à Peterborough afin d’en mesurer la concentration en béryllium. Le personnel de la CCSN a achevé les nouveaux prélèvements et a fourni des mémoires complémentaires à la Commission, soit le CMD 20-H2.D et le CMD 20-H2.E.

En décembre 2020, la Commission a rendu une décision sur la demande de renouvellement de permis de BWXT-NEC, tel qu’il est documenté dans le Compte rendu de décision 20-H2. Par sa décision, la Commission a autorisé le renouvellement pour dix ans du permis de BWXT-NEC sous deux permis distincts propres à chaque installation (FFL‑3621.00/2030 et FFL‑3620.00/2030). Comme le précise la décision, la Commission a également permis la fabrication de pastilles à l’installation de Peterborough, sous réserve de certaines conditions (p. ex., mises à jour du rapport d’analyse de la sûreté et rapport final de mise en service), et a accepté la nouvelle garantie financière proposée par BWXT-NEC. En outre, la Commission a fait plusieurs demandes à l’endroit du personnel de la CCSN sur la mobilisation des Autochtones et du public, dont l’état d’avancement est indiqué aux sections 7.2 et 7.3 du présent rapport.

3. INSTALLATIONS DE TRAITEMENT DES SUBSTANCES NUCLÉAIRES

Les installations de traitement de substances nucléaires utilisent ces substances pour fabriquer divers produits destinés à des applications industrielles ou médicales. On emploie les substances nucléaires à diverses fins : fabriquer des panneaux de sortie et d’urgence autolumineux, stériliser des articles comme des gants chirurgicaux ou encore diagnostiquer et traiter les cancers.

3.1 SRB Technologies (Canada) Inc.

SRB Technologies (Canada) Inc. (SRBT) exploite une installation de catégorie IB qui fabrique des sources lumineuses au tritium gazeux (SLTG) et qui est située en banlieue de Pembroke (Ontario), à environ 150 km au nord-ouest d’Ottawa. Cette installation nucléaire est entrée en service en 1990 et compte environ 40 employés. La figure 3-1 présente une vue aérienne de l’installation de SRBT.

Figure 3-1, vue aérienne de l’installation de SRB Technologies
La photographie aérienne montre l’installation de SRBT, qui se trouve dans un centre commercial linéaire, entouré de petites routes et de champs.

(Source : SRBT)

L’installation de SRBT produit des capsules de verre scellées enduites de poudre phosphorescente et remplies de tritium gazeux (HT) qui génèrent une lumière continue. Les SLTG fabriquées à l’installation comprennent par exemple des panneaux, des marqueurs et des dispositifs tactiques. Les produits de SRBT sont vendus au Canada et à l’étranger.

En 2020, le personnel de la CCSN a mené à SRBT deux inspections qui ont visé deux DSR. Le tableau B-5 de l’annexe B dresse la liste de ces inspections, et les trois ANC qui en ont résulté sont présentés à la section 6 du présent rapport.

Le personnel de la CCSN est satisfait que, en 2020, l’installation de SRBT a été exploitée en toute sûreté et conformément à son fondement d’autorisation.

Le personnel de la CCSN s’attendait à recevoir de SRBT une demande de permis d’installation de traitement de substances nucléaires en 2021, puisque le renouvellement du permis est dû en juin 2022.

3.2 Nordion (Canada) inc.

Nordion, sise à Ottawa (Ontario), est autorisée à exploiter une installation de traitement des substances nucléaires de catégorie IB. La figure 3-2 présente une vue aérienne de l’installation de Nordion.

Figure 3-2 : Vue aérienne de l’installation de Nordion (en surbrillance bleue)
La photographie aérienne montre l’emplacement de l’installation, qui est entourée de champs et d’espaces verts.

(Source : Google Maps)

L’installation comprend deux grandes activités de production. L’une vise le traitement de radioisotopes utilisés en médecine nucléaire (isotopes médicaux), comme l’yttrium 90. L’autre, la fabrication des sources scellées (cobalt 60) utilisées dans les technologies d’irradiation et de traitement du cancer (technologies gamma).

En avril 2018, BWX Technologies Ltd (BWXT) a annoncé une entente visant à acquérir le volet d’affaires de Nordion relatif aux isotopes médicaux. L’acquisition a été achevée en août 2018, sous la forme d’une filiale en propriété exclusive de BWXT, soit BWXT Medical Ltd (BWXT-MED). Nordion a continué d’exploiter l’installation de production d’isotopes médicaux jusqu’à ce que BWXT-MED obtienne un permis distinct d’exploitation d’une installation de traitement de substances nucléaires de catégorie IB. L’audience d’autorisation a eu lieu en juin 2021, et BWXT-MED a obtenu un permis pour dix ans, tel qu’il est indiqué dans le Compte rendu de décision.

En 2020, le personnel de la CCSN a mené à Nordion deux inspections qui ont visé sept DSR. Le tableau B-6 de l’annexe B dresse la liste de ces inspections, et les trois ANC qui en ont résulté sont présentés à la section 6 du présent rapport.

Le personnel de la CCSN est satisfait que, en 2020, l’installation de Nordion a été exploitée en toute sûreté et conformément à son fondement d’autorisation.

3.3 Best Theratronics Ltd

Best Theratronics Ltd (BTL) possède et exploite une installation de fabrication d’appareils médicaux à Ottawa (Ontario). La figure 3-3 présente une vue aérienne de l’installation de BTL.

Figure 3-3 : Vue aérienne de l’installation de Best Theratronics Ltd
La photographie aérienne montre l’emplacement de l’installation, qui est entourée de champs et d’espaces verts.

(Source : Google Maps)

BTL fabrique des cyclotrons et de l’équipement médical, y compris des appareils de radiothérapie externe au cobalt 60 et des appareils autonomes d’irradiation du sang au césium 137. BTL est autorisée par la CCSN à mettre à l’épreuve des appareils de téléthérapie au cobalt 60, à fabriquer des irradiateurs autoblindés, à entreposer les substances nucléaires ainsi qu’à construire et à mettre à l’essai des accélérateurs de particules (cyclotrons) dotés d’énergies de faisceau allant de 15 à 70 MeV.

En 2020, le personnel de la CCSN a mené à BTL deux inspections qui ont visé deux DSR. Le tableau B-7 de l’annexe B dresse la liste de ces inspections, et les six ANC qui en ont résulté sont présentés à la section 6 du présent rapport.

Le personnel de la CCSN est satisfait que, en 2020, l’installation de BTL a été exploitée en toute sûreté et conformément à son fondement d’autorisation.

4. RÉACTEURS DE RECHERCHE

La présente section aborde la surveillance réglementaire et le rendement des titulaires de permis de petits réacteurs de recherche au Canada, y compris le réacteur de recherche nucléaire de McMaster (RNM) et trois réacteurs SLOWPOKE-2 : à Polytechnique Montréal, au Saskatchewan Research Council (SRC) et au Collège militaire royal du Canada (CMRC).

Le personnel de la CCSN a abordé les installations de réacteurs de recherche nucléaires dans un RSR pour la première fois en 2015, dans le Rapport de surveillance réglementaire des installations de traitement nucléaire, des installations dotées d’un petit réacteur de recherche et des installations de catégorie IB dotées d’un accélérateur :2015. Ces installations ont ensuite été abordées à nouveau en 2018 dans le RSR sur les réacteurs de recherche et les accélérateurs de catégorie IB :2016, et font maintenant l’objet de rapports tous les trois ans. Le présent RSR couvre les années de déclaration 2018 à 2020. À partir de 2021, aux fins d’efficience opérationnelle, le personnel de la CCSN a décidé d’inclure les réacteurs de recherche dans le présent rapport.

Les petits réacteurs de recherche en exploitation au Canada sont conçus pour fonctionner à de faibles puissances, allant de 0,02 mégawatt (MW) pour les réacteurs SLOWPOKE-2 à 5 MW pour le RNM. Le réacteur SLOWPOKE-2 est un réacteur dont la puissance et la température sont autolimitées et qui ne nécessite pas l’intervention d’un opérateur ou de systèmes de déclenchement automatique. Ces petits réacteurs de recherche ont également recours à la circulation naturelle aux fins de refroidissement, éliminant le besoin de systèmes de refroidissement complexes. Ils servent généralement aux fins de recherches universitaires, de production d’isotopes médicaux, de neutronographie et d’analyse par activation neutronique dans diverses industries, notamment pour l’exploitation minière et les levés géologiques. La figure 4-1 présente un modèle de cœur de réacteur SLOWPOKE-2.

Figure 4-1 : Modèle d’un cœur de réacteur SLOWPOKE-2
La photographie montre le cœur du réacteur, qui ressemble à un petit cylindre métallique.

(Source : CMRC)

Ces réacteurs ne rejettent pas d’effluent liquide, et leurs émissions atmosphériques sont très faibles. Une évaluation prudente de la dose au public provenant des émissions atmosphériques a abouti à moins de 1 microsievert par année (µSv/an), ce qui représente moins de 1/1000 de la limite de dose réglementaire de 1 mSv pour un membre du public. À titre de référence, la dose efficace moyenne au public provenant du rayonnement de fond au Canada est estimée à 1,8 mSv/an.

Grâce à leurs caractéristiques de sûreté inhérentes et leur faible puissance, ces réacteurs présentent un très faible risque.

4.1 Réacteur SLOWPOKE-2 de Polytechnique Montréal

Polytechnique Montréal exploite un réacteur SLOWPOKE-2 à Montréal (Québec), pour lequel la CCSN a délivré en 2016 un permis pour sept ans. Le réacteur a été mis en service en 1976, et son combustible a été remplacé en 1997 par du combustible d’uranium faiblement enrichi (UFE). Polytechnique Montréal s’attend à exploiter le réacteur jusqu’en 2032. Le réacteur sert aux travaux de recherche, à l’analyse par neutrons, à l’enseignement et à la production d’isotopes. Le campus de Polytechnique Montréal est montré à la figure 4-2.

L’installation du réacteur SLOWPOKE-2 de Polytechnique Montréal comprend un assemblage sous-critique situé dans une salle adjacente au réacteur. L’assemblage se compose de barres d’uranium naturel et de sources de neutrons qui sont insérées manuellement dans des blocs de graphite. Dans le passé, l’assemblage sous‑critique a servi aux fins d’enseignement et de recherches, mais il n’a pas été exploité depuis 2012.

Figure 4-2 : Vue aérienne de Polytechnique Montréal
La photographie contient du texte pour indiquer l’emplacement de l’entrée principale de l’installation, du Pavillon Lassonde avec son adresse, de l’entrée du Pavillon Lassonde, de la porte S-114 pour la réception de marchandises et de l’immeuble J.-Armand Bombardier. La photo indique également l’emplacement du stationnement intérieur pour les visiteurs et du stationnement extérieur pour les enseignants, les étudiants et les employés.

(Source : Polytechnique Montréal)

De 2018 à 2020, le personnel de la CCSN a réalisé à Polytechnique Montréal deux inspections qui ont porté sur dix DSR. Le tableau B-8 de l’annexe B dresse la liste de ces inspections, et les quatre ANC qui en ont résulté sont présentés à la section 6 du présent rapport.

Le personnel de la CCSN estime que, de 2018 à 2020, Polytechnique Montréal a exploité son réacteur de recherche en toute sûreté et conformément à son fondement d’autorisation. Aucun problème ou événement opérationnel n’a été signalé de 2018 à 2020.

Le personnel de la CCSN sera prêt à recevoir la demande de Polytechnique Montréal pour un permis d’exploitation du réacteur SLOWPOKE‑2 en 2022, car le permis doit être renouvelé en juillet 2023.

4.2 Réacteur de recherche nucléaire de McMaster

L’Université McMaster exploite le RNM, un réacteur à flux moyen situé à Hamilton (Ontario). En 2014, la CCSN a délivré un permis pour dix ans. Le réacteur est entré en service en 1959 et a été mis à niveau dans les années 1970 pour fonctionner à une puissance de 5 MW, par comparaison avec son maximum antérieur de 1 MW. Le réacteur sert aux travaux de recherche, à la mise à l’essai de matériaux, à l’enseignement et à la production d’isotopes.

Ce réacteur piscine utilise de l’UFE en tant que combustible et est muni de la caractéristique de sûreté additionnelle que lui confère son enceinte de confinement à rétention totale. Il produit de l’iode 125 aux fins d’utilisation médicale au Canada et à l’étranger. Le RNM est utilisé de façon quotidienne pour la neutronographie afin de mettre à l’essai des composants de moteurs d’aéronef. Outre son utilisation pour les travaux de recherche par les étudiants de premier cycle et des cycles supérieurs en physique et en génie à l’Université McMaster, on utilise aussi le RNM pour irradier plus de 10 000 échantillons de minéraux et d’autres matériaux chaque année, pour diverses applications dont la recherche biomédicale, la science des matériaux et les levés géologiques. La figure 4-3 montre une image de l’enceinte de confinement du RNM, et la figure 4-4 présente une vue en plongée du RNM en exploitation.

Figure 4-3 : Enceinte de confinement du réacteur de recherche nucléaire de McMaster
L’enceinte se trouve au bout d’un trottoir et est entourée d’un terrain gazonné. Il y a deux arbres à côté de l’enceinte.

(Source : Université McMaster)

Figure 4-4 : Vue en plongée du réacteur de recherche nucléaire de McMaster en exploitation
La photographie aérienne du réacteur montre ce qui ressemble à une grande piscine.

(Source : Université McMaster)

De 2018 à 2020, le personnel de la CCSN a mené trois inspections au RNM, qui ont visé treize DSR de même que le programme d’information et de divulgation publiques. Le tableau B-9 de l’annexe B dresse la liste de ces inspections, et les six ANC qui en ont résulté sont présentés à la section 6 du présent rapport.

Le personnel de la CCSN estime que, de 2018 à 2020, le RNM a été exploité en toute sûreté et conformément à son fondement d’autorisation.

4.3 Réacteur SLOWPOKE-2 du Collège militaire royal du Canada

Le CMRC exploite une installation de réacteur SLOWPOKE-2 au complexe du CMRC à Kingston (Ontario). En 2013, la CCSN a délivré un permis pour dix ans.

Cette installation comprend le bâtiment du réacteur; le réacteur et la salle de commande se trouvent au premier étage, et les laboratoires, aux premier et deuxième étages du module 5 de l’immeuble Sawyer de sciences et de génie. Cet immeuble est indiqué par le point rouge à la figure 4-5.

Figure 4-5 : Vue aérienne de l’installation de réacteur SLOWPOKE-2 du CMRC
L’installation se trouve sur un grand campus composé de nombreux bâtiments. L’emplacement exact de l’installation est indiqué avec un gros point rouge.

(Source : CMRC)

Cette installation sert aux analyses par activation neutronique, à l’analyse des matières fissiles, à la neutronographie et la neutronoscopie ainsi qu’à l’enseignement en radioprotection aux études supérieures. Le réacteur est en exploitation depuis 1985, et son cœur est alimenté à l’UFE.

Le type d’activités est demeuré le même au cours de la période visée par l’examen. Le CMRC a entrepris le rechargement en combustible du réacteur SLOWPOKE-2 puisque le cœur est arrivé en fin de vie, et le projet est en bonne voie d’être achevé d’ici la fin de 2021. Le personnel de la CCSN procède à l’examen du projet et des activités de rechargement en combustible.

De 2018 à 2020, le personnel de la CCSN a mené au CMRC deux inspections qui ont visé onze DSR de même que le programme d’information et de divulgation publiques. Le tableau B-10 de l’annexe B dresse la liste de ces inspections, et les deux ANC qui en ont résulté sont présentés à la section 6 du présent rapport.

Le personnel de la CCSN estime que, de 2018 à 2020, le CMRC a exploité son réacteur de recherche en toute sûreté et conformément à son fondement d’autorisation.

Le personnel de la CCSN sera prêt à recevoir la demande du CMRC pour un permis d’exploitation du réacteur SLOWPOKE-2 en 2022, car le permis doit être renouvelé en juillet 2023.

4.4 Réacteur SLOWPOKE-2 du Saskatchewan Research Council

Le SRC exploitait l’installation du réacteur SLOWPOKE-2, pour lequel la CCSN a délivré un permis pour dix ans en 2013. Le réacteur est entré en service en 1981, et a été mis à l’arrêt aux fins de déclassement en avril 2019. En décembre 2019, à la suite d’une audience publique, la Commission a approuvé une modification de permis, permettant au SRC d’entamer le déclassement.

L’installation du réacteur SLOWPOKE-2 du SRC se trouvait dans l’Innovation Place Research Park à Saskatoon (Saskatchewan), comme le montre le cercle rouge à la figure 4-6. Avant le déclassement, l’installation comprenait une salle du réacteur, un laboratoire et une salle d’entreposage des déchets. L’installation servait aux analyses par activation neutronique, à l’analyse par neutrons retardés et à l’enseignement, de concert avec l’Université de la Saskatchewan.

Figure 4-6: Réacteur SLOWPOKE-2 du Saskatchewan Research Council (SRC)
Photographie aérienne de l’installation délimitée par un cercle rouge. L’installation est entourée de végétation et située près de quelques bâtiments.

(Source : Google Maps)

Le 15 août 2019, le combustible d’uranium hautement enrichi (UHE) a été enlevé de la piscine du réacteur en présence de représentants de l’AIEA, de la CCSN et du département de l’Énergie (DOE) des États-Unis. Le combustible d’UHE a été chargé dans un château de transfert et scellé par l’AIEA aux fins de garanties, puis a été transporté au site de Savannah River du DOE en Caroline du Sud.

Le personnel de la CCSN a mené au SRC, du 8 au 10 juillet 2020, une inspection de vérification de la conformité de type II à distance. L’inspection a permis de vérifier que les activités de déclassement avaient été exécutées en toute sûreté et conformément à la LSRN, aux règlements pris en vertu de celle-ci, au permis, au plan détaillé de déclassement et aux documents justificatifs. La figure 4-7 montre la piscine et les canaux de trop-plein du SRC remplis de coulis, dans le cadre des activités de déclassement.

Figure 4-7 : Piscine et canaux de trop-plein du Saskatchewan Research Council remplis de coulis durant le déclassement
Une fois remplie de coulis de béton, la piscine ressemble à une surface semblable à un plancher au niveau du sol.

(Source : SRC)

Comme il est souligné à la section 6, le personnel de la CCSN a émis un ANC à l’égard des rapports de caractérisation des déchets. Le problème a été résolu dans les semaines suivantes au moyen de la présentation de renseignements supplémentaires sur la caractérisation des déchets et du rapport sur l’état final pour le déclassement de l’installation du réacteur du SRC.

Le SRC a achevé les activités de déclassement en 2020. Il n’y a dans le bâtiment aucune activité nucléaire, substance nucléaire ou contamination ni aucun équipement dépassant les niveaux de libération inconditionnelle. Le bâtiment peut être réaménagé pour toute autre activité non nucléaire, sans restriction. Le SRC a demandé la révocation du permis d’exploitation d’un réacteur non producteur de puissance et a demandé un permis d’abandon d’une installation nucléaire le 27 octobre 2020.

Le 1er octobre 2021, la Commission a délivré au SRC un permis d’abandon pour l’installation du réacteur SLOWPOKE-2 non producteur de puissance. L’installation du réacteur SLOWPOKE-2 du SRC a été libérée du contrôle réglementaire de la CCSN, et la garantie financière détenue pour le déclassement de l’installation a été libérée.

En tout, de 2018 à 2020, le personnel de la CCSN a réalisé au SRC deux inspections qui ont porté sur sept DSR. Le tableau B-11 de l’annexe B dresse la liste de ces inspections, et l’ANC susmentionné est présenté à la section 6 du présent rapport.

Le personnel de la CCSN estime que, de 2018 à 2020, le CMRC a exploité son réacteur de recherche en toute sûreté et conformément à son fondement d’autorisation.

5. SURVEILLANCE RÉGLEMENTAIRE DE LA CCSN

La CCSN assure une surveillance réglementaire des installations autorisées pour vérifier leur conformité aux exigences de la LSRN et des règlements pris en vertu de celle-ci, au permis et aux conditions de permis de chaque site ainsi qu’à toute autre norme ou tout document d’application de la réglementation (REGDOC) applicable.

Le personnel de la CCSN utilise le cadre des DSR pour évaluer, analyser, examiner et vérifier le rendement du titulaire de permis et en faire rapport. Ce cadre comprend 14 DSR, lesquels sont divisés en domaines particuliers qui en définissent les éléments clés. Pour obtenir des renseignements supplémentaires sur le cadre des DSR, consulter le site Web de la CCSN.

5.1 Activités de réglementation

Le personnel de la CCSN a mené des activités de surveillance réglementaire tenant compte du risque aux ITUSN (2020) et aux réacteurs de recherche (2018-2020) du Canada. Le tableau 5-1 présente les activités d’autorisation et de vérification de la conformité du personnel de la CCSN pour ces installations au cours des années de déclaration. Il convient de noter le nombre élevé d’activités d’autorisation visant BWXT-NEC et le SRC. Le nombre de jours-personnes pour les activités d’autorisation relatives à BWXT-NEC est plus élevé en raison des activités liées au renouvellement de permis pour les installations de Toronto et de Peterborough, alors que le nombre associé au SCR est plus élevé en raison du déclassement de l’installation et de la demande de permis d’abandon, tel qu’il est décrit à la section 4.4 du présent rapport.

Tableau 5-1 : Inspections, activités de vérification des garanties et activités d’autorisation et de vérification de la conformité de la CCSN, ITUSN (2020) et réacteurs de recherche (2018-2020)
Type d’installation Site Nombre d’inspections Jours-personnes pour les activités de vérification de la conformité Jours-personnes pour les activités d’autorisation Nombre d’activités de vérification des garanties initiées par l’AIEA Nombre d’activités liées aux garanties et initiées par la CCSN
ITUSN RBR 3 243,10 92,67 7 0
ICPH 3 269,13 17,17 11 0
CFM 3 175,93 24,20 4 0
BWXT-NEC 4 247,33 525,73 10 0
SRBT 2 87,37 11,83 0 0
Nordion 2 124,33 0,73 0 0
BTL 2 160,10 6,53 0 0
Réacteurs de recherche Polytechnique Montréal 2 68,30 26,90 2 1
RNM 3 231,43 76,1 0 0
CMRC 2 85,77 21,27 2 0
SRC 2 167,43 287,73 3 0

Vérification de la conformité

La CCSN assure la conformité des titulaires de permis grâce aux activités de vérification, d’application de la loi et de production de rapports. Le personnel de la CCSN met en œuvre les plans de vérification de la conformité pour chaque site en menant des activités de réglementation, y compris des inspections, des examens de la documentation et des évaluations techniques des programmes, processus et rapports des titulaires de permis.

L’annexe B dresse la liste des inspections exécutées par la CCSN aux ITUSN et réacteurs de recherche au cours des périodes visées par les rapports applicables, soit 2020 et 2018-2020, respectivement. Toutes les constatations découlant de ces inspections ne posaient qu’un faible risque et n’avaient pas d’impact sur la sûreté aux installations.

Même si les autres DSR n’étaient pas visés par les inspections effectuées à l’installation de CFM de 2018 à 2020, le personnel de la CCSN a procédé à la vérification de la conformité des documents relatifs à divers DSR en examinant les rapports de conformité soumis par les titulaires de permis (p. ex., les rapports annuels et trimestriels de surveillance de la conformité) et certains documents de programme.

Autorisation

Les activités d’autorisation du personnel de la CCSN comprennent l’élaboration de permis nouveaux ou modifiés, la rédaction de CMD et l’élaboration ou la révision de manuels des conditions de permis (MCP).

Au fil de la publication des documents d’application de la réglementation (REGDOC), le personnel de la CCSN met à jour les MCP pour chaque site, le cas échéant, en tenant compte des plans de mise en œuvre des titulaires de permis. L’annexe C dresse la liste des modifications apportées aux permis et aux MCP des ITUSN et réacteurs de recherche. Le personnel de la CCSN évalue la mise en œuvre dans le cadre des activités courantes de vérification de la conformité. L’annexe D dresse la liste des REGDOC de la CCSN mis en œuvre aux ITUSN et réacteurs de recherche, et utilisés par le personnel de la CCSN dans le cadre de la vérification de la conformité. L’annexe E présente les montants des garanties financières de chaque installation.

Activités liées aux garanties de l’AIEA

Aux termes des accords relatifs aux garanties entre le Canada et l’AIEA, l’AIEA exécute des activités de vérification pour confirmer que toutes les matières nucléaires au Canada demeurent utilisées à des fins pacifiques seulement. Conformément au cadre de réglementation de la CCSN, les exploitants canadiens sont tenus d’assurer l’accès de l’AIEA et de fournir à celle-ci l’aide et les renseignements requis pour lui permettre de mener à bien ses activités. Le personnel de la CCSN assure la conformité des exploitants à ces exigences.

5.2 Cotes de rendement pour 2020

Le personnel de la CCSN attribue des cotes de rendement aux titulaires de permis en fonction des résultats des activités de surveillance réglementaire.

Pour les ITUSN (2020) et les réacteurs de recherche (2018-2020), ces cotes peuvent être soit « Satisfaisant » (SA), soit « Inférieur aux attentes » (IA). La cote « Entièrement satisfaisant » (ES) n’est plus utilisée. Il est important de reconnaître qu’une cote SA dans le RSR actuel succédant à une cote ES dans un RSR antérieur n’indique pas une baisse du rendement. En 2020, la Commission a convenu d’utiliser pour les RSR [2] ce système de cote simplifié, qui concorde avec les efforts déployés par la CCSN en vue de mettre en œuvre une surveillance réglementaire neutre et équitable. Ce système révisé a permis au personnel de la CCSN de mettre l’accent sur le rendement des installations.

En 2020, le personnel de la CCSN a attribué à toutes les ITUSN et tous les réacteurs de recherche une cote « Satisfaisant » (SA) pour chaque DSR. L’annexe F présente les cotes de rendement des DSR pour chaque titulaire de permis, de 2016 à 2020.

6. ÉVALUATION PAR LA CCSN DE LA SÛRETÉ AUX INSTALLATIONS DE TRAITEMENT DE L’URANIUM ET DES SUBSTANCES NUCLÉAIRES ET AUX RÉACTEURS DE RECHERCHE

La CCSN réglemente tous les aspects de la sûreté sur les sites nucléaires au Canada, y compris les risques pour les travailleurs, le public et l’environnement. Les 14 DSR, abordés dans les paragraphes qui suivent, font tous l’objet d’une évaluation. Des renseignements détaillés sont présentés pour les DSR Radioprotection, Santé et sécurité classiques et Protection de l’environnement, étant donné que ces trois DSR sont considérés comme étant les meilleurs indicateurs de rendement en matière de sûreté aux ITUSN et aux réacteurs de recherche. En particulier, les DSR Radioprotection et Santé et sécurité classiques constituent une bonne mesure de la sûreté des travailleurs, tandis que le DSR Protection de l’environnement représente une bonne mesure de la sûreté du public et de l’environnement.

6.1 Système de gestion

Le DSR Système de gestion englobe le cadre qui établit les processus et programmes nécessaires pour s’assurer qu’une organisation atteint ses objectifs en matière de sûreté, surveille continuellement son rendement par rapport à ces objectifs et favorise une saine culture de sûreté.

Le personnel de la CCSN évalue le rendement du DSR Système de gestion en vérifiant la conformité des documents et programmes du titulaire de permis au moyen d’examens de la documentation ainsi que d’inspections de vérification de la conformité qui peuvent être planifiées ou réactives. Les domaines particuliers évalués au sein du DSR Système de gestion visent notamment les éléments suivants : organisation; planification et contrôle des activités opérationnelles; gestion des ressources; communication; culture de sûreté; gestion du changement; gestion de l’information; gestion du travail; détermination et résolution de problème; examen de l’évaluation, de l’amélioration et de la gestion du rendement.

Des ANC découlant d’inspections liées au DSR Système de gestion ont été délivrés aux titulaires de permis suivants au cours de la période visée par le rapport :

  • un ANC à Nordion relatif à des mesures de mise en œuvre visant à veiller à ce que les dossiers soient complets et traçables conformément à la norme CSA N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires [3]
  • deux ANC à BTL relatifs à l’accessibilité des dossiers liés à l’entretien de l’installation et à la liste de fournisseurs approuvés
  • un ANC à Polytechnique Montréal en 2020 relatif à la mise en œuvre de mesures correctives en temps opportun

Les titulaires de permis ont pris toutes les mesures correctives nécessaires pour donner suite aux ANC susmentionnés. Les problèmes constatés étaient de faible importance pour la sûreté et n’avaient pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation.

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche respectaient les exigences réglementaires et mettaient en œuvre et tenaient à jour des programmes du système de gestion satisfaisants pour les années de déclaration applicables. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.2 Gestion de la performance humaine

Le DSR Gestion de la performance humaine englobe les activités qui permettent d’atteindre une performance humaine efficace grâce à l’élaboration et à la mise en œuvre de processus qui garantissent que le personnel du titulaire de permis est présent en nombre suffisant dans tous les secteurs de travail pertinents, et qu’il possède les connaissances, les compétences, les procédures et les outils dont il a besoin pour exécuter ses tâches en toute sûreté.

Le personnel de la CCSN évalue le rendement du DSR Gestion de la performance humaine au moyen d’examens de la documentation ainsi que d’inspections de vérification de la conformité qui peuvent être planifiées ou réactives. Pour ce DSR, le personnel de la CCSN vérifie que les titulaires de permis respectent le REGDOC-2.2.2, La formation du personnel [4] et leurs programmes documentés de formation du personnel.

Des ANC découlant d’inspections liées au DSR Gestion de la performance humaine ont été délivrés aux titulaires de permis suivants au cours de la période visée par le rapport :

  • un ANC à la RBR relatif à la documentation visant l’approche systématique à la formation (ASF) mise en œuvre sur le site
  • trois ANC à la RBR relatifs à des constatations visant le programme de formation du personnel axé sur l’ASF
  • quatre ANC à BTL relatifs aux exigences en matière de formation pour les postes axés sur l’ASF
  • un ANC au RNM relatif au plan de formation et de qualification pour l’organisme d’intervention d’urgence du RNM en 2018
  • trois ANC au RNM relatif à la documentation de programme en 2020, qui a été évaluée pour la première fois en fonction des exigences du REGDOC‑2.2.2, La formation du personnel [4]

Les titulaires de permis ont pris toutes les mesures correctives nécessaires pour donner suite aux ANC susmentionnés. Les problèmes constatés étaient de faible importance pour la sûreté et n’avaient pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation.

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche mettaient en œuvre et tenaient à jour des programmes efficaces propres à la formation du personnel et respectaient les exigences réglementaires. Il continuera de surveiller que les titulaires de permis respectent les exigences relatives à leurs programmes et procédures, dans le contexte de leurs activités de surveillance réglementaire courantes.

6.3 Conduite de l’exploitation

Le DSR Conduite de l’exploitation comprend un examen général de la conduite des activités autorisées et des activités permettant d’atteindre un rendement efficace.

Le personnel de la CCSN évalue le rendement du DSR Conduite de l’exploitation en vérifiant que des politiques, programmes, méthodes et procédures sont en place pour assurer l’exploitation sûre et l’entretien des installations nucléaires. La vérification de la conformité aux exigences de ce DSR s’inscrit dans le cadre des activités de vérification de la conformité de la CCSN, qui vont des examens de la documentation visant les rapports annuels aux inspections planifiées ou réactives, en passant par l’examen des rapports d’événement et des mesures correctives connexes.

Un ANC découlant d’inspections liées au DSR Conduite de l’exploitation a été délivré au titulaire de permis suivant au cours de la période visée par le rapport :

Le titulaire de permis a pris toutes les mesures correctives nécessaires pour corriger l’ANC susmentionné. Le problème constaté était de faible importance pour la sûreté et n’avait pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation.

Le personnel de la CCSN a conclu, d’après ses activités de vérification de la conformité, que les ITUSN et les réacteurs de recherche mettaient en œuvre et tenaient à jour des programmes d’exploitation efficaces pour veiller à ce que les activités autorisées soient réalisées en toute sûreté et conformément aux exigences réglementaires. Il continuera de surveiller le rendement des titulaires de permis par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.4 Analyse de la sûreté

Le DSR Analyse de la sûreté comprend la tenue à jour de l’analyse de la sûreté qui appuie le dossier de sûreté général de l’installation. Une analyse de la sûreté consiste en une évaluation systématique des dangers potentiels associés au fonctionnement d’une installation ou à la réalisation d’une activité proposée et sert à examiner l’efficacité des mesures et des stratégies de prévention qui visent à réduire les effets de ces dangers.

Le personnel de la CCSN évalue le rendement du DSR Analyse de la sûreté au moyen d’examens de la documentation ainsi que d’inspections de vérification de la conformité qui peuvent être planifiées ou réactives. Il vérifie que les titulaires de permis tiennent à jour les rapports d’analyse de la sûreté (RAS) en y incluant les renseignements actualisés sur la description de l’installation et les mesures en place pour préserver la sûreté des travailleurs et du public et pour protéger l’environnement, dans le cadre de l’exploitation normale et d’activités inhabituelles et dans des conditions d’accident. Le personnel de la CCSN examine les RAS pour veiller à ce qu’ils fournissent une évaluation des conséquences potentielles et démontrent le dossier de sûreté au moyen de la défense en profondeur.

En ce qui concerne les inspections liées au DSR Analyse de la sûreté au cours de la période visée par le rapport, tous les titulaires de permis ont été jugés conformes. Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche respectaient les exigences réglementaires et maintenaient des cotes « Satisfaisant » pour le DSR Analyse de la sûreté pour les années de déclaration applicables. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.5 Conception matérielle

Le DSR Conception matérielle est lié aux activités qui ont une incidence sur l’aptitude des systèmes, structures et composants à respecter et à maintenir leur dimensionnement, compte tenu des nouveaux renseignements obtenus au fil du temps et des changements qui surviennent dans l’environnement externe.

Le personnel de la CCSN évalue le rendement du DSR Conception matérielle au moyen d’examens de la documentation ainsi que d’inspections de vérification de la conformité qui peuvent être planifiées ou réactives. Il vérifie les exigences du DSR Conception matérielle en veillant à la mise en œuvre des normes et codes nationaux visant la conception structurale et en tenant à jour les ententes officielles avec les organismes d’inspection autorisés, y compris à l’égard des programmes des composants sous pression, le cas échéant.

Des ANC découlant d’inspections liées au DSR Conception matérielle ont été délivrés au titulaire de permis suivant au cours de la période visée par le rapport :

  • deux ANC à l’ICPH relatifs à la tenue à jour et à la mise en œuvre de la documentation du programme des enveloppes sous pression

Le titulaire de permis a pris toutes les mesures correctives nécessaires pour donner suite aux ANC susmentionnés. Les problèmes constatés étaient de faible importance pour la sûreté et n’avaient pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation.

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche respectaient les exigences réglementaires et maintenaient des cotes « Satisfaisant » pour le DSR Conception matérielle pour les années de déclaration applicables. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.6 Aptitude fonctionnelle

Le DSR Aptitude fonctionnelle englobe les activités qui ont une incidence sur l’état physique des systèmes, structures et composants afin de veiller à ce qu’ils demeurent efficaces au fil du temps. Ce domaine comprend les programmes qui assurent la disponibilité de l’équipement pour exécuter sa fonction nominale lorsque l’équipement doit servir.

Le personnel de la CCSN évalue le rendement du DSR Aptitude fonctionnelle au moyen d’examens de la documentation ainsi que d’inspections de vérification de la conformité qui peuvent être planifiées ou réactives. Il vérifie que les programmes couvrent les activités qui affectent la condition physique des systèmes, structures et composants au fil du temps. Les domaines particuliers sont évalués dans le cadre de ce DSR pour veiller à ce que les programmes d’aptitude fonctionnelle soient appuyés par des procédures détaillées sur l’entretien préventif, la mesure et la mise à l’épreuve de l’équipement et la validation du nouvel équipement.

Un ANC découlant d’inspections liées au DSR Aptitude fonctionnelle a été délivré au titulaire de permis suivant au cours de la période visée par le rapport :

  • un ANC à CFM relatif à l’achèvement de vérifications planifiées des jauges

Le titulaire de permis a pris toutes les mesures correctives nécessaires pour corriger l’ANC susmentionné. Le problème constaté était de faible importance pour la sûreté et n’avait pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation.

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche respectaient les exigences réglementaires et maintenaient des cotes « Satisfaisant » pour le DSR Aptitude fonctionnelle pour les années de déclaration applicables. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.7 Protection de l’environnement

La protection de l’environnement et du public sont liés dans le DSR Protection de l’environnement. Le DSR Protection de l’environnement englobe les programmes qui servent à détecter, à contrôler et à surveiller tous les rejets de substances radioactives et dangereuses qui proviennent des installations ou des activités autorisées, ainsi que leurs effets sur l’environnement.

Des ANC découlant d’inspections liées au DSR Protection de l’environnement ont été délivrés aux titulaires de permis suivants au cours de la période visée par le rapport :

  • un ANC à l’ICPH relatif à la tenue d’inspections visuelles documentées du système d’exploitation de la prise d’eau de refroidissement et des barrières connexes visant à protéger les poissons afin de veiller à ce que les mesures d’atténuation existantes demeurent efficaces pour réduire ou prévenir l’impaction et l’entraînement des poissons
  • un ANC à CFM relatif à une constatation visant à la surveillance du rayonnement gamma à la clôture périphérique

Les titulaires de permis ont pris toutes les mesures correctives nécessaires pour donner suite aux ANC susmentionnés. Les problèmes constatés étaient de faible importance pour la sûreté et n’avaient pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation.

À l’heure actuelle, tous les titulaires de permis visés par le présent RSR ont mis en place des programmes de protection de l’environnement acceptables pour assurer la protection du public et de l’environnement. Le personnel de la CCSN a attribué pour le DSR Protection de l’environnement à toutes les ITUSN et tous les réacteurs de recherche la cote « Satisfaisant ».

L’annexe G présente les rejets annuels totaux de radionucléides pour les ITUSN et réacteurs de recherche de 2016 à 2020. L’annexe H fournit des données sur la dose au public de 2016 à 2020. L’annexe I présente des données environnementales supplémentaires pour tous les titulaires de permis.

Contrôle des effluents et des émissions (rejets)

Toutes les ITUSN et tous les réacteurs de recherche mettent en œuvre des programmes de surveillance des effluents proportionnels aux risques de leurs activités. Les rejets de substances radioactives et dangereuses dans l’air et dans l’eau aux ITUSN et aux réacteurs de recherche sont demeurés inférieurs aux limites réglementaires en 2020.

Seuils d’intervention

Les seuils d’intervention sont un outil utilisé pour veiller à ce que les titulaires de permis exploitent leur installation convenablement et conformément à leurs programmes approuvés ainsi qu’aux paramètres nominaux et opérationnels de leurs systèmes de traitement des eaux usées et de contrôle de la pollution atmosphérique.

Ils servent de système d’avertissement précoce, de sorte que les titulaires de permis surveillent minutieusement leurs activités et leur rendement pour ne pas excéder les limites de rejet. Les dépassements de seuils d’intervention doivent obligatoirement être déclarés à la CCSN.

Chaque titulaire de permis doit déterminer les paramètres de son ou ses propres programmes qui représentent des indicateurs opportuns d’une perte potentielle de contrôle du ou des programmes. Les seuils d’intervention propres à chaque titulaire de permis peuvent aussi varier au fil du temps, selon les conditions opérationnelles et radiologiques.

Si un seuil d’intervention est atteint, le titulaire de permis doit en déterminer la cause, en aviser la CCSN et, s’il y a lieu, prendre des mesures correctives pour rétablir l’efficacité du programme de protection de l’environnement. Il est important de souligner que les dépassements occasionnels indiquent que le seuil d’intervention choisi est vraisemblablement un indicateur adéquatement sensible d’une perte potentielle de contrôle du programme.

Le rendement des titulaires de permis n’est pas jugé uniquement selon le nombre de dépassements des seuils d’intervention au cours d’une période donnée, mais également selon la façon dont le titulaire de permis réagit aux dépassements et met en œuvre des mesures correctives pour améliorer le rendement de son programme et empêcher que le problème survienne de nouveau. Les titulaires de permis sont tenus d’examiner périodiquement leurs seuils d’intervention pour en valider l’efficacité.

Les dépassements de seuils d’intervention environnementaux suivants ont été déclarés à la CCSN :

  • Le 13 mars 2020, un dépassement de seuil d’intervention est survenu à l’ICPH, où la concentration d’uranium (160 µg U/L) a dépassé le seuil d’intervention pour les rejets dans un égout sanitaire (100 µg U/L). Cette situation a été causée par l’infiltration d’eaux souterraines à la suite d’un événement de fortes précipitations. Cameco a mis en œuvre des mesures correctives et poursuit la réparation et la mise à niveau de certaines sections du réseau d’égout sanitaire dans le cadre du projet VIM.
  • Le 13 juillet 2020, le grillage d’une vanne d’entrée du fluor a entraîné un rejet supérieur de fluorures, soit 273 g/h, ce qui a dépassé le seuil d’intervention de 230 g/h. L’installation de production d’hexafluorure d’uranium (UF6) de Cameco a été mise à l’arrêt immédiatement. La vanne d’entrée du fluor a été remplacée, et l’installation a été remise en service le lendemain.
  • Le 30 avril et le 31 mai 2020, à la station 31, le seuil d’intervention pour le rayonnement gamma à la clôture périphérique a été dépassé à deux reprises. Les mesures du rayonnement gamma d’avril et de mai se chiffraient à 0,28 et 0,26 µSv/h, respectivement, ce qui dépassait le seuil d’intervention de 0,22 µSv/h. L’enquête de Cameco a permis de déterminer que les dépassements avaient été causés par le stockage de cylindres d’UF6 à proximité. Cameco a examiné et modifié le stockage des cylindres dans cette zone pour réduire l’exposition.
  • Le 17 mars 2021, BWXT-NEC Toronto a signalé qu’elle appliquait les limites de rejet pour le pH (6,0-9,5) établies par le règlement municipal de la Ville de Toronto, qui est moins restrictif que leurs seuils d’intervention acceptés par la CCSN pour les effluents liquides (6,65-9,0). Par conséquent, il y a eu 27 dépassements du seuil d’intervention inférieur pour le pH. Les dépassements allaient de 6,01 à 6,63; 26 d’entre eux sont survenus en 2020, et un seul, en 2019.

Aucun rejet ne dépassait les exigences du règlement municipal de la Ville de Toronto sur l’utilisation des égouts (6,0-9,5), et il n’y a eu aucun impact potentiel sur l’environnement associé aux dépassements. Une enquête a été menée, et des mesures correctives ont été établies. Le personnel de la CCSN procède à l’examen des mesures correctives présentées par le titulaire de permis.

Le personnel de la CCSN a déterminé que ces dépassements n’ont eu aucune incidence sur les travailleurs, le public ou l’environnement. Il a examiné les mesures correctives prises par les titulaires de permis dans le contexte des dépassements et est satisfait des réponses des titulaires de permis.

Système de gestion de l’environnement

La CCSN exige des titulaires de permis qu’ils élaborent et tiennent à jour un système de gestion de l’environnement (SGE) qui fournit un cadre pour les activités intégrées liées à la protection de l’environnement. Les SGE sont décrits dans les programmes de gestion de l’environnement et comprennent diverses activités, dont l’établissement d’objectifs, de cibles et de buts environnementaux annuels. Les titulaires de permis effectuent des audits internes de leurs programmes au moins une fois par année. Dans le cadre d’activités régulières de vérification de la conformité, le personnel de la CCSN examine et évalue ces objectifs, buts et cibles. Il a déterminé que les ITUSN et les réacteurs de recherche élaboraient et mettaient en œuvre leurs SGE conformément aux exigences réglementaires de la CCSN.

Évaluation et surveillance

Le personnel de la CCSN vérifie que les ITUSN et les réacteurs de recherche disposent de programmes de surveillance de l’environnement proportionnels aux risques des activités à chaque installation. Les programmes de surveillance de l’environnement sont conçus pour contrôler les rejets de substances radioactives et dangereuses, et pour caractériser la qualité de l’environnement associé à l’installation autorisée. Le personnel de la CCSN a déterminé que les ITUSN et les réacteurs de recherche élaboraient et mettaient en œuvre des programmes de surveillance de l’environnement conformément aux exigences réglementaires de la CCSN, le cas échéant.

Évaluation des risques environnementaux

Les titulaires de permis élaborent des évaluations des risques environnementaux (ERE) pour analyser les risques associés aux contaminants dans l’environnement résultant des activités autorisées. Les ERE constituent le fondement qui permet d’établir la portée et la complexité des programmes de surveillance de l’environnement des ITUSN et réacteurs de recherche.

ERE pour les ITUSN

Le personnel de la CCSN s’appuie sur la norme CSA N288.6-F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium [6] pour déterminer si les titulaires de permis respectent les exigences réglementaires relatives à la protection de l’environnement et de la santé humaine. Cette norme stipule expressément ce qui suit : « Les mises à jour de l’ERE de l’installation devraient être effectuées selon un cycle de cinq ans, ou plus fréquemment si l’on prévoit des modifications majeures à l’installation nécessitant une évaluation prédictive ». Le personnel de la CCSN s’attend à ce que les titulaires de permis revoient périodiquement les ERE de leurs installations, le cas échéant. La RBR, CFM et SRBT ont présenté en 2020 des ERE révisées conformes à la norme CSA N288.6-F12 [6].

ERE pour les réacteurs de recherche

Dans le cadre du renouvellement de permis de 2013 des installations de réacteurs SLOWPOKE-2, le personnel de la CCSN a réalisé une ERE propre au secteur pour déterminer l’incidence potentielle sur la santé humaine et l’environnement découlant des activités des installations de réacteurs SLOWPOKE-2. D’après l’évaluation du personnel de la CCSN, la dose maximale aux membres du public estimée dans des conditions d’exploitation normale s’élevait à 0,08 µSv/an. Cette dose est de plusieurs ordres de grandeur inférieure à la limite de dose réglementaire au public de 1 mSv/an (1000 µSv/an). De plus, le personnel de la CCSN a évalué les débits de dose aux récepteurs écologiques non humains, et les résultats sont de plusieurs ordres de grandeur inférieurs aux points de référence prudents. En ce qui concerne le RNM, une évaluation prudente de la dose au public provenant des émissions atmosphériques aboutit à moins de 1 µSv/an, ce qui représente moins de 1/1000 de la limite de dose réglementaire de 1 mSv pour un membre du public. Compte tenu de ces résultats, aucune incidence sur la santé humaine et l’environnement n’est attendue dans le contexte de l’exploitation normale des installations de réacteurs de recherche au Canada.

Protection des personnes

La CCSN exige des titulaires de permis qu’ils démontrent que la santé et la sûreté du public sont protégées contre l’exposition aux substances dangereuses (non radiologiques) rejetées par leurs installations. Les titulaires de permis s’appuient sur les programmes de surveillance des effluents et de l’environnement pour vérifier que les rejets de substances dangereuses n’entraînent pas de concentrations environnementales susceptibles d’affecter la santé du public. Le personnel de la CCSN reçoit des rapports sur les rejets dans l’environnement conformément aux exigences relatives à la production de rapports énoncées dans le permis et dans le MCP. D’après l’évaluation des programmes des ITUSN, le personnel de la CCSN a conclu que le public demeure protégé contre les rejets de substances dangereuses provenant des installations.

Dose estimée au public

La dose maximale au public provenant des activités autorisées est calculée en tenant compte des résultats de la surveillance des émissions atmosphériques, des effluents liquides et du rayonnement gamma. La CCSN exige des titulaires de permis qu’ils surveillent leurs installations et qu’ils maintiennent les doses au public en deçà de la limite de dose annuelle au public de 1 mSv/an prescrite par le Règlement sur la radioprotection [8]. Cette exigence s’aligne sur le principe selon lequel les titulaires de permis doivent maintenir les doses au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (ALARA), en tenant compte des facteurs sociaux et économiques.

Le tableau H-1 de l’annexe H compare les doses estimées au public de 2016 à 2020 pour les ITUSN et les réacteurs de recherche. Les doses estimées au public provenant de toutes ces installations demeurent bien en deçà de la limite de dose réglementaire annuelle au public de 1 mSv/an.

Conclusion sur la protection de l’environnement

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche avaient mis en œuvre leurs programmes de protection de l’environnement de façon satisfaisante pour les années de déclaration applicables. Les programmes des titulaires de permis sont efficaces pour préserver la santé et la sûreté du public et protéger l’environnement. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.8 Radioprotection

Le DSR Radioprotection traite de la mise en œuvre d’un programme de radioprotection conformément au Règlement sur la radioprotection [8]. Ce programme doit faire en sorte que les niveaux de contamination et les doses de rayonnement aux personnes sont surveillés, contrôlés et maintenus au niveau ALARA.

Des ANC découlant d’inspections liées au DSR Radioprotection ont été délivrés aux titulaires de permis suivants au cours de la période visée par le rapport :

  • un ANC à la RBR relatif à la mise en œuvre de mesures visant à veiller à ce que les employés, les entrepreneurs et les visiteurs respectent les protocoles de surveillance de la dose au corps entier
  • deux ANC à CFM relatifs à des constatations visant les panneaux de mise en garde contre les rayonnements

Les titulaires de permis ont pris toutes les mesures correctives nécessaires pour donner suite aux ANC susmentionnés. Les problèmes constatés étaient de faible importance pour la sûreté et n’avaient pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation. Le personnel de la CCSN a attribué pour le DSR Radioprotection à toutes les ITUSN et tous les réacteurs de recherche la cote « Satisfaisant ».

L’annexe J comprend des données sur la dose aux travailleurs des ITUSN et des réacteurs de recherche de 2016 à 2020.

Application du principe ALARA

Le personnel de la CCSN a confirmé que toutes les ITUSN et tous les réacteurs de recherche continuent de mettre en œuvre des mesures de radioprotection pour maintenir la radioexposition et les doses aux personnes au niveau ALARA. Le respect du principe ALARA imposé par la CCSN aux titulaires de permis assure le maintien constant des doses à des niveaux nettement inférieurs aux limites réglementaires.

Contrôle des doses aux travailleurs

La conception des programmes de radioprotection comprend les méthodes de dosimétrie et la détermination des travailleurs qui sont considérés comme des travailleurs du secteur nucléaire (TSN). Ces conceptions varient selon les dangers radiologiques présents et l’ampleur prévue des doses aux travailleurs. Les statistiques sur les doses fournies dans le présent rapport concernent principalement les TSN, compte tenu des différences inhérentes dans la conception des programmes de radioprotection d’un titulaire de permis à un autre. Des renseignements supplémentaires sur le nombre total de personnes faisant l’objet d’un contrôle, y compris les travailleurs, les entrepreneurs et les visiteurs, sont fournis à l’annexe J. Le personnel de la CCSN a confirmé que toutes les ITUSN et tous les réacteurs de recherche surveillaient et contrôlaient la radioexposition et les doses reçues par toutes les personnes à leurs installations autorisées, y compris les travailleurs, les entrepreneurs et les visiteurs. La comparaison directe des doses aux TSN dans les différentes installations ne constitue pas nécessairement une mesure appropriée de l’efficacité de la mise en œuvre du programme de radioprotection par le titulaire de permis, puisque les dangers radiologiques dans ces installations varient en raison des environnements de travail complexes et différents.

Rendement du programme de radioprotection

Le personnel de la CCSN a réalisé des activités de surveillance réglementaire dans toutes les ITUSN et tous les réacteurs de recherche afin de vérifier que les programmes de radioprotection des titulaires de permis sont conformes aux exigences réglementaires. Ces activités de surveillance réglementaire consistaient en des examens de la documentation et des activités de vérification de la conformité propres à la radioprotection. Au moyen de ces activités, le personnel de la CCSN a confirmé que tous les titulaires de permis ont mis en œuvre leurs programmes de radioprotection efficacement afin de contrôler l’exposition professionnelle des travailleurs et de maintenir les doses au niveau ALARA.

Seuils d’intervention

Le dépassement du seuil d’intervention en matière de radioprotection suivant a été déclaré à la CCSN :

  • En juillet 2020, à la RBR, le dosimètre d’un travailleur a enregistré une dose à la peau de 26,4 mSv, ce qui dépasse le seuil d’intervention mensuel de 15 mSv de Cameco pour la dose à la peau. L’enquête de Cameco a permis de déterminer que la dose était généralement non personnelle, puisque le dosimètre avait été perdu pendant un certain temps dans une zone de traitement. Une demande de modification de la dose a été présentée par Cameco et approuvée par la CCSN. Le personnel de la CCSN est satisfait de la réponse de Cameco au dépassement du seuil d’intervention.

Contrôle des risques radiologiques

Le personnel de la CCSN a vérifié que les ITUSN et les réacteurs de recherche ont continué de mettre en œuvre des mesures adéquates pour surveiller et contrôler les dangers radiologiques au sein de leurs installations. Ces mesures comprennent la délimitation de zones de contrôle de la contamination et le recours à des systèmes de surveillance de l’air à l’intérieur de l’installation. Les titulaires de permis ont démontré qu’ils ont mis en place des programmes de surveillance des lieux de travail pour protéger les travailleurs. Ils ont également démontré que les niveaux de contamination radioactive étaient contrôlés à l’intérieur de leurs installations tout au long de l’année.

Conclusion sur la radioprotection

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche mettaient en œuvre et tenaient à jour des programmes de radioprotection efficaces pour les années de déclaration applicables. Les programmes des titulaires de permis permettent de protéger efficacement la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs dans leurs installations. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.9 Santé et sécurité classiques

Le DSR Santé et sécurité classiques englobe la mise en œuvre d’un programme qui vise à gérer les dangers en matière de sécurité sur le lieu de travail et à protéger les travailleurs.

D’après ses activités de surveillance réglementaire, le personnel de la CCSN a attribué pour le DSR Santé et sécurité classiques à toutes les ITUSN (2020) et tous les réacteurs de recherche (2018-2020) la cote « Satisfaisant ».

L’annexe K comprend des renseignements en matière de santé et sécurité pour chaque ITUSN et réacteur de recherche de 2016 à 2020.

Rendement

La réglementation des programmes de santé et sécurité classiques aux ITUSN et réacteurs de recherche relève d’Emploi et Développement social Canada (EDSC) et de la CCSN. Les titulaires de permis présentent leurs rapports d’enquête sur les situations dangereuses à la CCSN et à EDSC, conformément aux exigences en matière de déclaration de chaque organisme. Le personnel de la CCSN surveille le respect des exigences réglementaires en matière de rapports et, lorsqu’un problème est constaté, il consulte le personnel d’EDSC.

Les titulaires de permis doivent signaler les situations à la CCSN en vertu de l’article 29 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires [9]. Ces rapports font état des maladies ou blessures graves subies ou potentiellement subies en raison de l’activité autorisée.

Un indicateur de rendement clé pour le DSR Santé et sécurité classiques est le nombre d’incidents entraînant une perte de temps (IEPT) par année. Un IEPT est une blessure survenant au travail qui empêche le travailleur de reprendre ses fonctions pendant une certaine période. Il n’y a eu aucun IEPT aux ITUSN en 2020 ou aux réacteurs de recherche de 2018 à 2020.

Pratiques

Il incombe aux titulaires de permis d’élaborer et de mettre en œuvre des programmes de santé et sécurité classiques pour assurer la protection de leurs travailleurs. Ces programmes doivent être conformes à la Partie II du Code canadien du travail [10].

Le personnel de la CCSN a effectué des examens de la documentation et des inspections à toutes les ITUSN (2020) et tous les réacteurs de recherche (2018‑2020) afin de vérifier la conformité des programmes de santé et sécurité classiques des titulaires de permis aux exigences réglementaires.

Des ANC découlant d’inspections liées au DSR Santé et sécurité classiques ont été délivrés aux titulaires de permis suivants au cours de la période visée par le rapport :

  • un ANC à l’ICPH visant à s’assurer que les employés soient alertés lorsqu’ils n’ont pas suivi une formation obligatoire et à ce que des mesures soient prises pour réduire ou éliminer la non-conformité aux exigences en matière de formation
  • trois ANC à CFM relatifs à l’affichage des dangers non radiologiques en milieu de travail, à la documentation sur les rôles et responsabilités du personnel ainsi qu’à la lisibilité des étiquettes de verrouillage servant au contrôle de l’énergie dangereuse

Les titulaires de permis ont pris toutes les mesures correctives nécessaires pour donner suite aux ANC susmentionnés. Les problèmes constatés étaient de faible importance pour la sûreté et n’avaient pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation.

Le personnel de la CCSN a conclu, d’après les activités de surveillance réglementaire, que les ITUSN et les réacteurs de recherche respectaient toutes les exigences réglementaires dans ce domaine particulier.

Sensibilisation

Il incombe aux titulaires de permis de s’assurer que les travailleurs sont en mesure de relever les dangers en milieu de travail et de prendre les précautions nécessaires pour se protéger contre ces dangers. Cela se fait grâce à la formation et aux communications internes continues avec les travailleurs.

Lors des inspections, le personnel de la CCSN vérifie que les travailleurs ont reçu une formation appropriée pour relever les dangers dans les installations. Il a confirmé que les ITUSN et réacteurs de recherche ont mis en œuvre, de façon efficace, leurs programmes de santé et sécurité classiques pour assurer la sécurité des travailleurs.

Conclusion concernant la santé et la sécurité classiques

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche mettaient en œuvre leurs programmes de santé et sécurité classiques de manière satisfaisante pour les années de déclaration applicables. Ces programmes permettent de protéger efficacement la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs dans ces installations. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.10 Gestion des urgences et protection‑incendie

Le DSR Gestion des urgences et protection-incendie englobe les plans et programmes de préparation et d’intervention en cas d’urgence et de conditions inhabituelles.

Le personnel de la CCSN évalue le rendement du DSR Gestion des urgences et protection-incendie en vérifiant la conformité aux exigences des documents et programmes des titulaires de permis. Il le fait au moyen d’examens de la documentation ainsi que d’inspections de vérification de la conformité qui peuvent être planifiées ou réactives. Les domaines particuliers évalués dans le cadre de ce DSR comprennent la manière dont les titulaires de permis interviennent en cas d’événements classiques et nucléaires, tant sur le site que hors site, et en cas d’événements qui peuvent avoir une incidence sur l’installation. Le personnel de la CCSN veille à ce que des programmes de protection-incendie exhaustifs soient également en place afin de minimiser le risque pour la santé et la sûreté des personnes et pour l’environnement en cas d’incendie, par le biais de la conception appropriée des systèmes de protection‑incendie, de l’analyse de la sécurité incendie, de l’exploitation tenant compte du risque d’incendie et de la prévention des incendies.

Des ANC découlant d’inspections liées au DSR Gestion des urgences et protection-incendie ont été délivrés aux titulaires de permis suivants au cours de la période visée par le rapport :

  • un ANC à l’ICPH relatif à l’emplacement d’un panneau de sortie de secours
  • deux ANC au RNM en 2018 relatifs à la documentation du programme de gestion des urgences

Les titulaires de permis ont pris toutes les mesures correctives nécessaires pour donner suite aux ANC susmentionnés. Les problèmes constatés étaient de faible importance pour la sûreté et n’avaient pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation.

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche respectaient les exigences réglementaires et maintenaient des cotes « Satisfaisant » pour le DSR Gestion des urgences et protection-incendie pour les années de déclaration applicables. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.11 Gestion des déchets

Le DSR Gestion des déchets porte sur les programmes internes relatifs aux déchets qui font partie des activités de l’installation jusqu’à ce que les déchets soient enlevés de l’installation et transportés vers une installation distincte de gestion des déchets. Il couvre également la planification du déclassement.

Le personnel de la CCSN évalue le rendement du DSR Gestion des déchets au moyen d’examens de la documentation ainsi que d’inspections de vérification de la conformité qui peuvent être planifiées ou réactives. Le personnel de la CCSN veille à ce que les titulaires de permis gèrent adéquatement les déchets tout au long du cycle de vie d’une installation nucléaire, ce qui comprend la tenue d’un inventaire des déchets à jour et le suivi des déchets. La CCSN exige que les titulaires de permis disposent d’un plan de déclassement et d’une garantie financière qui permettent de préserver la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public et de protéger l’environnement.

Des ANC découlant d’inspections liées au DSR Gestion des déchets ont été délivrés aux titulaires de permis suivants au cours de la période visée par le rapport :

  • un ANC à Nordion relatif à la tenue de dossiers sur l’inventaire des déchets
  • un ANC au SRC durant l’inspection de 2020 à l’égard du déclassement lui demandant de présenter à la CCSN des rapports sur la caractérisation des déchets

Les titulaires de permis ont pris toutes les mesures correctives nécessaires pour donner suite aux ANC susmentionnés. Les problèmes constatés étaient de faible importance pour la sûreté et n’avaient pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation.

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche respectaient les exigences réglementaires, et mettaient en œuvre et tenaient à jour des programmes de gestion des déchets satisfaisants pour les années de déclaration applicables. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.12 Sécurité

Le DSR Sécurité englobe les programmes nécessaires pour mettre en œuvre et respecter les exigences en matière de sécurité stipulées dans les règlements, le permis, les ordres ou les attentes visant l’installation ou l’activité.

Le personnel de la CCSN évalue le rendement du DSR Sécurité au moyen d’examens de la documentation ainsi que d’inspections de vérification de la conformité qui peuvent être planifiées ou réactives. Les domaines particuliers évalués dans le cadre de ce DSR comprennent les programmes et procédures relatifs au contrôle de l’accès, aux arrangements en matière d’intervention, aux pratiques de sécurité, à la cybersécurité ainsi qu’aux entraînements et exercices. Le personnel de la CCSN veille à ce que les programmes de sécurité en place préviennent la perte, l’enlèvement non autorisé et le sabotage des substances nucléaires, des matières nucléaires, de l’équipement réglementé et des renseignements réglementés.

Les inspections de sécurité et les renseignements relatifs aux arrangements en matière de sécurité avec les titulaires de permis sont confidentiels. Des ANC découlant d’inspections liées au DSR Sécurité ont été délivrés aux titulaires de permis suivants au cours de la période visée par le rapport :

  • deux ANC à l’ICPH
  • deux ANC à CFM
  • un ANC à BWXT-NEC Peterborough
  • trois ANC à Polytechnique Montréal en 2019
  • deux ANC au CMRC en 2019

Les titulaires de permis ont pris des mesures correctives pour corriger les ANC susmentionnés, et la plupart ont été clos. Les éléments en suspens devraient être achevés en 2021, sous réserve des restrictions associées à la pandémie de COVID‑19. Les problèmes constatés étaient de faible importance pour la sûreté et n’avaient pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation.

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche respectaient les exigences réglementaires et mettaient en œuvre et tenaient à jour des programmes de sécurité satisfaisants pour les années de déclaration applicables. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.13 Garanties et non‑prolifération

Le DSR Garanties et non-prolifération englobe les programmes et activités nécessaires à la mise en œuvre réussie des obligations découlant des accords relatifs aux garanties entre le Canada et l’AIEA ainsi que de toutes les autres mesures dérivées du Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires (TNP).

Le personnel de la CCSN évalue le rendement du DSR Garanties et non‑prolifération en vérifiant la conformité des titulaires de permis au moyen d’examens de la documentation ainsi que d’activités se rapportant au domaine, notamment en participant aux activités de vérification de l’AIEA. Il vérifie que les titulaires de permis respectent les obligations internationales du Canada relatives aux garanties ainsi que d’autres mesures découlant du TNP. Le personnel de la CCSN veille à ce que les titulaires de permis mettent en œuvre et tiennent à jour des programmes efficaces qui permettent la mise en œuvre des mesures relatives aux garanties et des engagements en matière de non-prolifération.

Des ANC découlant d’inspections et d’activités de vérification liées au DSR Garanties et non-prolifération ont été délivrés aux titulaires de permis suivants au cours de la période visée par le rapport :

  • un ANC à BWXT-NEC (Toronto et Peterborough) relatif au défaut d’utiliser le code d’obligation canadien sur le document de variation de stock
  • deux ANC à la RBR relatifs à sa balance aux fins de comptabilité demandant à Cameco d’évaluer ses pratiques d’étalonnage et d’entretien, y compris l’utilisation de masses normalisées pour l’étalonnage, et de mettre en œuvre des marqueurs de position clairs pour l’emplacement des conteneurs
  • un ANC à l’ICPH demandant la prise de mesures en vue de veiller à ce que les exigences relatives à l’étalonnage soient respectées en tout temps au poste de mise en fût de l’UF4

Les titulaires de permis ont pris les mesures nécessaires pour corriger les ANC susmentionnés. Les problèmes constatés n’avaient pas d’incidence sur la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, l’environnement ou l’exploitation sure de l’installation. Le personnel de la CCSN continue de surveiller la conformité des installations au REGDOC-2.13.1, Garanties et comptabilité des matières nucléaires [11], notamment la mise en œuvre des procédures d’étalonnage des balances.

Les titulaires de permis doivent détenir un permis, distinct des permis associés à leurs activités, pour l’importation et l’exportation de substances, d’équipement et de renseignements nucléaires contrôlés visés par le Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire [12].

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSNNote de bas de page 2 et les réacteurs de recherche respectaient les exigences réglementaires et mettaient en œuvre et tenaient à jour des programmes de garanties et non-prolifération satisfaisants pour les années de déclaration applicables. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

6.14 Emballage et transport

Le DSR Emballage et transport traite de l’emballage et du transport sûrs des substances nucléaires et des appareils à rayonnement en provenance et à destination des installations autorisées. Le personnel de la CCSN évalue le rendement du DSR Emballage et transport au moyen d’examens de la documentation ainsi que d’inspections de vérification de la conformité qui peuvent être planifiées ou réactives. Il veille à ce que tous les éléments de la conception des colis, de l’entretien des colis et de l’enregistrement aux fins d’utilisation des colis homologués respectent le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires de 2015 [13] et le Règlement sur le transport des marchandises dangereuses [14].

Au cours des périodes de déclarations visées, aucun ANC découlant d’inspections liées au DSR Emballage et transport n’a été délivré aux titulaires de permis visés par le présent rapport. Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN et les réacteurs de recherche respectaient les exigences réglementaires et maintenaient une cote « Satisfaisant » dans le DSR Emballage et transport pour les années de déclaration applicables. Le personnel de la CCSN continuera de surveiller le rendement par le biais des activités de surveillance réglementaire visant ce DSR.

7. ÉVÉNEMENTS ET AUTRES QUESTIONS D’ORDRE RÉGLEMENTAIRE

7.1 Événements à déclaration obligatoire

Les exigences détaillées concernant la déclaration à la CCSN des événements ou des situations imprévues aux ITUSN et réacteurs de recherche sont incluses dans le MCP applicable. Le REGDOC-3.1.2, Exigences relatives à la production de rapports, tome 1 : Installations nucléaires de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium [5] de la CCSN est entré en vigueur en janvier 2019 pour les ITUSN et réacteurs de recherche. Au cours de la période visée par le présent RSR, les titulaires de permis ont respecté les exigences de production de ces rapports.

Le personnel de la CCSN est satisfait des réponses des titulaires de permis aux événements à déclaration obligatoire. Les titulaires de permis ont mené des enquêtes ou mis en œuvre des mesures correctives pour tous les événements à déclaration obligatoire à faible risque, à la satisfaction du personnel de la CCSN. Par conséquent, le personnel de la CCSN a conclu que toutes les ITUSN et tous les réacteurs de recherche avaient géré leurs activités en toute sûreté et qu’il n’y avait pas eu d’incidence sur les travailleurs, le public et l’environnement.

L’annexe L dresse la liste des événements à déclaration obligatoire survenus au cours de la période visée par l’examen.

7.1.1 Installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires

En 2020, 24 événements visant les ITUSN ont été déclarés.

RBR

  • Le 24 avril 2020, Cameco a signalé un incendie dans la cour mettant en cause des conteneurs de matériaux combustibles contaminés entreposés en attendant leur incinération. Cet événement a déclenché la mobilisation de l’équipe d’intervention d’urgence, qui a collaboré efficacement avec le service de lutte contre les incendies de Blind River et celui de la Première Nation des Mississaugas pour éteindre l’incendie. Les enquêtes menées ont permis de confirmer que cet événement n’avait pas eu d’effet néfaste sur l’environnement ou sur la santé et la sûreté des personnes. Cameco a depuis mis en œuvre plusieurs mesures correctives pour prévenir la récurrence de cet événement ou l’atténuer, le cas échéant. Le personnel de la CCSN est satisfait des réponses de Cameco, y compris des mesures correctives prises.
  • Cameco a signalé en tout deux événements liés au transport. Le 17 février 2020, la RBR a reçu une expédition de matériaux combustibles contaminés dont quelques sacs étaient partiellement ouverts. Le 3 novembre 2020, un véhicule de transport a frappé un orignal alors qu’il rentrait à la RBR. La remorque transportait des conteneurs d’UO3 vides lorsque l’accident est survenu. Ni la remorque ni les conteneurs n’ont été endommagés, et il n’y a eu aucun blessé. Les accidents de la route doivent être signalés à la CCSN même lorsque les colis ne sont pas directement affectés. Les rapports de déclaration obligatoire pour ces événements ont été présentés conformément aux exigences réglementaires. Le personnel de la CCSN les a examinés et jugés satisfaisants.

ICPH

  • Cameco a signalé en tout trois rejets dans le port de Port Hope en 2020. Le 3 mars 2020, les précipitations accumulées ont été mécaniquement pompées d’une zone de construction vers l’enceinte du port sans enlèvement des solides en suspension conformément aux exigences de contrôle des rejets dans l’environnement du ministère de l’Environnement, de la Protection de la nature et des Parcs (MEPNP) de l’Ontario. Cameco a suspendu l’activité dès qu’elle a détecté le problème. Le 27 août, puis le 12 octobre, une accumulation d’algues sur les grilles de la prise d’eau de surface a entraîné l’arrêt des pompes d’eau de refroidissement, ce qui a causé un rejet des eaux municipales dans le port sans la dilution normale dans les eaux de surface. Dans les trois situations, des enquêtes ont été menées, et des mesures correctives ont été mises en œuvre pour éviter proactivement d’autres problèmes.
  • Le 22 juillet 2020, une fuite de fluor dans le joint d’étanchéité d’une canalisation de purge a entraîné un pic de rejet d’UF6 à la cheminée de 1 600 g/h de fluorure. L’usine a pris les mesures qui s’imposaient, et tous les systèmes de sûreté fonctionnaient comme prévu. Les résultats des stations de surveillance de l’air ambiant (chandelle de chaux) ont été examinés et ont été jugés conformes aux conditions de référence. Cet événement n’a pas eu d’incidence sur l’environnement ou sur la santé et la sûreté des personnes.
  • Le 8 novembre 2020, l’équipe d’intervention d’urgence a été mobilisée par prudence à la suite d’une modeste fuite de fluorure d’hydrogène mettant en cause le régulateur du réservoir d’appoint d’électrolyte à l’usine d’UF6. La fuite a été isolée, et l’événement n’a entraîné aucune blessure ou exposition. Les mesures correctives et les mesures de suivi ont été documentées par Cameco. Cet événement n’a pas eu d’incidence sur l’environnement ou sur la santé et la sûreté des personnes.
  • Le 11 décembre 2020, un opérateur de l’usine d’UF6 a été blessé lorsque son pouce droit a été coincé entre une bride et la hotte du séchoir à tambour. L’infirmière du site a prodigué des soins à l’employé, qui a ensuite été transporté à l’hôpital aux fins de suivi. L’enquête a été documentée par Cameco, et des mesures correctives de suivi ont été mises en œuvre.
  • Cameco a signalé en tout deux événements liés au transport en 2020. Le 29 juin, Cameco a été avisée qu’un camion transportant un cylindre rempli avait été mis en cause dans un accident de la route au port de Montréal. Les matières provenaient de l’ICPH; toutefois, Orano était responsable de l’expédition au moment de l’accident. Le 3 novembre, Cameco a été avisée que des conteneurs maritimes avaient bougé durant le transport entre l’ICPH et l’Europe. Cet événement a endommagé les plateformes déposables, mais la cargaison n’a pas été fragilisée à la suite de l’incident. Les deux événements n’ont entraîné aucune blessure et aucun rejet de matières nucléaires.

CFM

  • En 2020, il est survenu un événement à déclaration obligatoire lors duquel un réservoir d’hydrogène liquide extérieur s’est mis à évacuer l’hydrogène de manière excessive. Une enquête a permis de déterminer que la pression s’était accumulée dans le réservoir en raison d’une faible utilisation de l’hydrogène, puis de confirmer que tous les systèmes de sûreté fonctionnaient comme prévu. La principale mesure corrective prise visait à gérer plus étroitement le niveau du réservoir en vue des périodes de faible utilisation, comme les arrêts prévus ultérieurs aux fins d’entretien, et durant celles-ci.
    Cet événement n’a pas eu d’incidence sur l’environnement ni sur la santé et la sûreté des travailleurs ou du public. Le personnel de la CCSN est satisfait de la réponse de Cameco à cet événement, qu’il considère clos.

BWXT

  • En janvier 2020, BWXT-NEC a signalé à l’installation de Peterborough une défaillance des gicleurs qui s’est prolongée jusqu’en mai 2020. BWXT-NEC a présenté un rapport de 21 jours énonçant les mesures correctives, tel qu’il est requis, de même qu’un plan de coordination avec GE Canada Inc., en tant que propriétaire du site, en vue de la mise en œuvre des mesures correctives visant les infrastructures communes. BWXT-NEC a mis en œuvre plusieurs mesures de protection-incendie provisoires durant la période de défaillance des gicleurs, notamment l’affichage d’avis à toutes les entrées des bâtiments affectés, la suspension des travaux à chaud dans les zones où les gicleurs étaient défaillants, la mise en place d’un piquet d’incendie, la notification du service de lutte contre les incendies de Peterborough et la présentation de mises à jour réglementaires à la CCSN sur l’état d’avancement de la gestion de la défaillance des gicleurs. Cet événement n’a pas eu d’incidence sur l’environnement ni sur la santé et la sûreté des travailleurs ou du public. Le personnel de la CCSN est satisfait de la réponse de BWXT-NEC à cet événement, qu’il considère clos.

Nordion

  • Le 11 mars 2020, l’alarme incendie a été déclenchée au bâtiment des opérations de Nordion à Kanata et a mené à une évacuation. On a déterminé qu’il s’agissait d’une fausse alarme causée par la lecture de température élevée d’un détecteur de chaleur. Le service de lutte contre les incendies est arrivé sur le site de Nordion et est parti lorsqu’on a déterminé qu’il s’agissait d’une fausse alarme. On a conclu que le détecteur de chaleur fonctionnait normalement. Des mesures correctives étaient en cours d’évaluation afin de veiller à ce que l’accumulation de chaleur demeure inférieure au seuil de déclenchement du détecteur.
  • Le 6 avril 2020, le système de protection-incendie a déclenché une fausse alarme de faible débit, menant à l’évacuation du bâtiment des opérations à Kanata et à l’arrivée du service de lutte contre les incendies sur le site. On a déterminé que l’alarme avait été causée par une fausse détection de faible débit dans le système de gicleurs. Un nouveau détecteur a été installé, puisqu’il s’agissait des facteur de défaillance et cause les plus probables de la fausse alarme.
  • Le 21 avril 2020, des câbles du panneau d’alarme incendie ont été endommagés lors de travaux de construction exécutés par un entrepreneur, ce qui a temporairement mis hors service le système d’alarme incendie. Des mesures correctives ont été prises par l’entrepreneur, et Nordion a adopté une mesure corrective et préventive en vue de mettre en œuvre des mesures correctives plus génériques.
  • Nordion a signalé cinq événements liés au transport. Le 22 septembre, puis à nouveau le 2 décembre 2020, un colis de type ANote de bas de page 3 a été déclaré perdu durant le transport; toutefois, dans chaque situation, les colis ont été retrouvés par le transporteur. Le 17 septembre 2020, un colis de type A a été signalé perdu durant le transport et n’a pas été retrouvé; toutefois, la radioactivité s’était désintégrée en deçà des quantités d’exemption. Le 12 mai 2020, un colis de type A a été endommagé durant le transport et devait être réparé ou retiré de la flotte. Ces événements à faible risque n’ont pas eu de répercussion. Le 25 février 2020, Nordion a reçu un colis de type B dont le couvercle du tube étanche n’était pas sécurisé. L’expéditeur a été avisé afin de veiller à ce que les colis soient préparés de manière appropriée.
  • Le 20 avril 2020, une expédition de sources scellées de cobalt 60 a été exportée du Canada. Par erreur, l’expédition comportait une source incorrecte. Par conséquent, l’expédition a marginalement dépassé l’activité permise aux termes du permis d’exportation EL-SS-12823-US de la CCSN. De plus, des renseignements de suivi erronés sur les sources scellées ont été soumis, entraînant la non-conformité au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires de 2015, aux conditions du permis EL-SS-12823-US et à la section 4.2 du MCP de Nordion à l’égard de la déclaration des sources avant leur expédition. Nordion a révisé ses procédures internes pour mettre en œuvre des exigences plus rigoureuses visant la vérification indépendante des sources durant le chargement. Le titulaire de permis envisage également des améliorations aux processus et outils permettant d’évaluer la pertinence de déclarer les incidents dans le cadre des mesures correctives relatives à cet événement.
  • Le 13 juillet 2020, on a déterminé que Nordion avait importé des baguettes d’apport de soudure thoriées sans obtenir de permis d’importation de la CCSN. À ce moment, les baguettes d’apport de soudure thoriées avaient été approuvées en tant qu’article de l’inventaire; l’exigence d’obtenir un permis d’importation de la CCSN lors de la commande auprès de fournisseurs étrangers n’avait pas été relevée et notée sur le référentiel d’article. Un examen de tous les articles de l’inventaire a été réalisé afin de repérer tout autre article qui pourrait nécessiter une approbation réglementaire préalable à la commande. Aucun autre article n’a été relevé.

BTL

  • Le 22 mai 2020, un avertisseur d’incendie a été déclenché à l’extérieur du laboratoire de vide en raison de la fumée qui s’accumulait dans l’installation à la suite de travaux au chalumeau dans le cadre du projet de remplacement de la toiture en cours. Le bâtiment a été évacué, et le service de lutte contre les incendies a répondu au déclenchement de l’alarme. Le service de lutte contre les incendies a confirmé que le modeste incendie de la toiture avait été éteint. L’enquête a permis de déterminer qu’un joint de dilatation avait pris feu, ce qui a pu passer inaperçu en raison des conditions générées par l’évacuation de la fumée de l’installation. L’incident et les leçons apprises ont fait l’objet de discussion avec le comité d’intervention en cas d’urgence et les entrepreneurs exécutant des activités sur la toiture.

7.1.2 Réacteurs de recherche

Au cours des trois dernières années, deux événements ont été signalés aux réacteurs de recherche.

RNM

  • Le 24 juillet 2020, le RNM a déclaré que le réacteur avait été exploité pendant environ huit heures malgré la défaillance de l’un de ses signaux de déclenchement en « position de l’obturateur ». L’obturateur est un dispositif qui se trouve au fond de la piscine du réacteur et qui déclenche automatiquement le changement du type de refroidissement du cœur (du refroidissement forcé au refroidissement par convection) en cas de réduction du débit du caloporteur. Un capteur de position sur l’obturateur met le réacteur à l’arrêt lorsqu’il détecte que l’obturateur s’est placé en position de faible débit. Une tige-poussoir reliée à ce capteur permet d’actionner un interrupteur sur le pont du réacteur et de déclencher l’arrêt du réacteur. Cette tige-poussoir avait été endommagée durant l’entretien du réacteur et n’était pas en mesure de remplir sa fonction de signal de déclenchement durant un quart. Plusieurs autres signaux de déclenchement étaient disponibles et en service durant cette défaillance, ce qui a permis d’atténuer le risque associé à cet événement. Durant l’exploitation du réacteur, aucune condition n’a nécessité d’actionner le signal de déclenchement. Une analyse des causes profondes a été réalisée et présentée à la CCSN, et un plan de mesures correctives a été mis en œuvre. Le personnel de la CCSN a évalué l’événement et le plan de mesures correctives et s’est dit satisfait que l’événement a été résolu adéquatement. Cet événement n’a eu aucune conséquence, et le risque accru associé à l’indisponibilité d’un signal de déclenchement a été atténué grâce à la redondance des systèmes de sûreté.

Polytechnique Montréal

  • Le 12 août 2020, Polytechnique Montréal a signalé que l’opérateur de réacteur avait exploité le réacteur SLOWPOKE-2 de Polytechnique Montréal pendant plus d’un mois après que son accréditation d’opérateur de réacteur soit arrivée à échéance. Le personnel de la CCSN a procédé au renouvellement de l’accréditation de l’opérateur peu après que Polytechnique Montréal en ait fait la demande. Le personnel de la CCSN a également examiné le plan de mesures correctives de Polytechnique Montréal visant à s’assurer que l’événement ne se reproduise pas. Cet événement représentait un faible risque et n’a entraîné aucune conséquence, et le problème a été résolu à la satisfaction de la CCSN.

7.2 Mobilisation du public

La mobilisation du public comporte deux volets : les activités exécutées directement par le personnel de la CCSN, et les activités exécutées par les titulaires de permis.

7.2.1 CCSN

La LSRN oblige la CCSN à informer objectivement le public sur les plans scientifique, technique et réglementaire à l’égard de ses propres activités et des activités qu’elle réglemente. Le personnel de la CCSN s’acquitte de ce mandat de diverses façons, notamment par la publication des RSR et par des séances « Rencontrez l’organisme de réglementation nucléaire ». Il cherche également d’autres occasions de mobiliser le public et les Nations et communautés autochtones, et participe souvent à des réunions ou à des événements dans les collectivités intéressées par les sites nucléaires. Ces activités lui permettent de répondre à des questions sur le rôle et le mandat de la CCSN sur le plan de la réglementation de l’industrie nucléaire.

En raison de la pandémie de COVID-19 en cours, les relations externes de la CCSN en 2020 ont été réduites par rapport aux années antérieures et se sont limitées aux événements virtuels, y compris l’organisation de webinaires et la participation à ceux-ci.

La CCSN a octroyé un financement aux participants pour aider les peuples autochtones, les membres du public et les parties intéressées à examiner le présent RSR et à formuler des commentaires à la Commission. Les bénéficiaires du financement des participants sont indiqués à l’annexe N.

7.2.1.1 Activités de la CCSN – BWXT-NEC Peterborough

En décembre 2020, la Commission a renouvelé le permis d’exploitation de BWXT-NEC pour ses installations de Peterborough et de Toronto. Dans son Compte rendu de décision [15], la Commission demande au personnel de la CCSN d’organiser une séance d’information à Peterborough (Ontario) pour expliquer les résultats du rééchantillonnage du béryllium à la collectivité et pour répondre aux questions. En février 2021, le personnel de la CCSN a présenté à la Commission une note de service pour donner suite à la directive de la Commission aux termes de laquelle le personnel de la CCSN s’est engagé à rendre compte de ces activités de relations externes.

Le personnel de la CCSN a réalisé plusieurs activités publiques de relations externes associées au renouvellement de permis et au rééchantillonnage de béryllium de BWXT-NEC, y compris les suivantes :

  • Le 11 mars 2021, le personnel de la CCSN, avec l’appui du MEPNP, a fait une présentation au comité de liaison communautaire de BWXT-NEC Peterborough, dont la composition est diversifiée et comprend des voisins, des représentants de l’école publique Prince of Wales, de la Santé publique de Peterborough et de la Nation métisse de l’Ontario ainsi que le Dr Julian Aherne. La présentation du personnel de la CCSN a été bien reçue, et toutes les questions soulevées ont trouvé réponse.
  • Le 31 mars 2021, deux webinaires publics ont été tenus. Le personnel de la CCSN a fait une présentation sur le renouvellement de permis et l’échantillonnage de béryllium et a répondu aux questions des participants. En tout, 128 personnes ont participé aux webinaires. La manière dont les participants ont préféré être informés de la tenue du webinaire était le dépôt de renseignements dans la boîte aux lettres. On a remarqué une augmentation du niveau de compréhension des participants à l’égard de la CCSN et du béryllium grâce à des sondages avant et après la présentation.
  • En avril 2021, le personnel de la CCSN a tenu une rencontre initiale avec M. Aherne pour discuter des questions en suspens à l’égard de l’échantillonnage de béryllium, et un plan d’échantillonnage dans le cadre du Programme indépendant de surveillance environnementale (PISE) a été établi. Au moment de la rédaction du présent rapport, d’autres rencontres étaient en cours d’organisation pour faire le suivi des questions soulevées.
  • En mai 2021, le personnel de la CCSN a également donné une présentation au Conseil de santé de Peterborough sur le rôle de la CCSN, le renouvellement de permis et les résultats du rééchantillonnage de béryllium. Le Conseil de santé est composé de représentants locaux élus ainsi que de représentants autochtones. Les membres de la Santé publique de Peterborough, y compris le médecin hygiéniste, étaient également présents.
  • L’échantillonnage du PISE à Peterborough s’est achevé en juin 2021. Les principales parties intéressées de la région de Peterborough avaient été avisées de la campagne d’échantillonnage du PISE prévue en juin.

Plusieurs mesures prises à la suite de ces activités de relations externes ont été intégrées à des activités de vérification de la conformité régulières pour assurer une mobilisation continue. Parmi ces mesures, notons l’officialisation des discussions continues avec la Première Nation de Curve Lake (CLFN) sur les questions relatives à BWXT-NEC (voir la section 7.3.1.1 du présent rapport), la tenue de rencontres de suivi avec M. Aherne sur l’échantillonnage environnemental, la mise à jour de la page Web de la CCSN visant BWXT-NEC, au besoin, ainsi que la formulation de réponses rapides aux questions et préoccupations des membres du public et des Nations et communautés autochtones relatives à BWXT-NEC.

En conclusion, le personnel de la CCSN a mené à bien, dans le respect des délais, les activités prévues établies dans son plan d’engagement public de la CCSN pour Peterborough. Les activités de relations externes ont été bien accueillies et jugées efficaces selon les résultats des sondages. Le personnel de la CCSN a à cœur de continuer à communiquer les renseignements d’intérêt relatifs à BWXT-NEC et de poursuivre sa mobilisation du public, des Nations et communautés autochtones et des autres parties intéressées.

7.2.2 Installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires

Tous les titulaires de permis d’ITUSN doivent mettre en œuvre et tenir à jour des programmes d’information et de divulgation publiques (PIDP), conformément au REGDOC-3.2.1, L’information et la divulgation publiques [16]. Ces programmes sont soutenus par des protocoles de divulgation qui précisent le type de renseignements sur les installations qui doivent être communiqués au public ainsi que la façon dont ils doivent l’être. Cela permet de garantir une communication efficace au public de renseignements opportuns sur la santé, la sûreté et la sécurité des personnes, sur l’environnement ainsi que sur d’autres questions liées au cycle de vie des installations nucléaires.

Tous les titulaires de permis d’ITUSN disposent de PIDP approuvés. Des ANC découlant d’inspections liées aux PIDP ont été délivrés au titulaire de permis suivant au cours de la période visée par le rapport :

  • un ANC à BWXT-NEC (Toronto et Peterborough) relatif au fait que la composition du comité de liaison communautaire n’était pas représentative du public cible, et un ANC relatif à la stratégie médiatique et aux produits de communication

Le titulaire de permis a pris toutes les mesures correctives nécessaires pour donner suite aux ANC.

En 2020, les titulaires de permis ont été confrontés à de nombreux défis en raison de la pandémie de COVID-19, et ils ont adapté en conséquence leur programme d’information publique. Il s’agissait notamment de passer, dans la mesure du possible, d’un modèle de réunions et d’événements traditionnels en personne à une offre de webinaires et à des communications numériques plus importantes.

Cela comprenait notamment les mesures suivantes :

  • fournir en ligne des mises à jour sur la pandémie et d’autres sujets d’intérêt
  • fournir des mises à jour au public et aux parties intéressées locaux par le biais de bulletins réguliers (tant en format virtuel que par courrier)
  • mobiliser les médias locaux/nationaux pour fournir des mises à jour sur les activités et les installations
  • pour remplacer les événements en personne et le parrainage, créer de nouveaux fonds de soutien à la communauté destinés à des activités et à des organisations locales d’envergure

7.2.3 Réacteurs de recherche

À l’instar des titulaires de permis d’installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires, tous les titulaires de permis de réacteurs de recherche sont tenus de mettre en œuvre et de tenir à jour des PIDP.

D’après son examen de ces sites pour 2018-2020, le personnel de la CCSN a déterminé que les quatre titulaires de permis de réacteurs de recherche maintenaient des PIDP approuvés. Les titulaires de permis de réacteurs de recherche, soit le SRC, le RNM, Polytechnique Montréal et le CMRC, ont été jugés conformes pour 2018-2020 d’après l’examen réalisé par le personnel de la CCSN de leurs rapports annuels de conformité et des renseignements supplémentaires fournis.

On a déterminé que les PIDP de certains titulaires de permis devaient faire l’objet de modifications afin de respecter les exigences du REGDOC-3.2.1, mais les PIDP ont été jugés suffisants dans l’intervalle.

Le personnel de la CCSN veillera à ce que tous les titulaires de permis de réacteurs de recherche mettent à jour leurs PIPD conformément au REGDOC‑3.2.1, et à ce que ces exigences soient incluses dans leurs MCP respectifs.

7.3 Consultation et mobilisation des Autochtones

En tant qu’agent du gouvernement du Canada et organisme de réglementation nucléaire du Canada, la CCSN reconnaît et comprend l’importance de consulter les peuples autochtones du Canada et d’établir des relations avec eux. Le personnel de la CCSN s’est engagé à tisser des liens à long terme avec les Nations et communautés autochtones (voir l’annexe M) qui s’intéressent aux installations nucléaires réglementées par la CCSN présentes sur leur territoire traditionnel ou visé par un traité. En établissant des relations continues informatives et collaboratives, la CCSN vise à forger des partenariats et à instaurer un lien de confiance. Les pratiques de consultation et de mobilisation des Autochtones de la CCSN, qui comprennent la communication des renseignements et le soutien financier par l’entremise du Programme de financement des participants et qui visent à permettre aux peuples autochtones de participer de façon utile aux séances de la Commission et aux activités de réglementation courantes, sont conformes aux principes de respect de l’honneur de la Couronne et de réconciliation.

7.3.1 Activités de mobilisation du personnel de la CCSN

Au Canada, les ITUSN se trouvent sur les territoires ancestraux ou issus de traités de nombreuses communautés autochtones (voir l’annexe M). Les efforts déployés par le personnel de la CCSN en 2020 ont soutenu l’engagement continu de la CCSN à l’égard du respect de ses obligations de consultation et d’établissement de relations avec les peuples autochtones qui s’intéressent aux ITUSN au Canada. Le personnel de la CCSN a continué de collaborer avec les communautés et les organisations autochtones afin de trouver des possibilités de mobilisation formelle et régulière tout au long du cycle de vie de ces installations, notamment en tenant des réunions et des ateliers. Dans le cadre de cette mobilisation, le personnel de la CCSN a accueilli favorablement l’occasion de discuter avec les communautés autochtones intéressées des sujets d’intérêt et de préoccupation liés aux activités réglementées par la CCSN.

En outre, pour s’assurer que les communautés autochtones intéressées soient informées du présent RSR, le personnel de la CCSN les a avisées de la possibilité de bénéficier du Programme de financement des participants pour examiner le RSR et formuler des commentaires, ainsi que de la possibilité de présenter un mémoire et/ou de comparaître devant la Commission dans le cadre de la réunion de la Commission. Le personnel de la CCSN a également envoyé des copies du présent rapport à toutes les communautés et organisations autochtones qui avaient demandé à être tenues informées des activités menées aux installations visées par le rapport.

7.3.1.1 BWXT-NEC Peterborough

En décembre 2020, la Commission a renouvelé le permis d’exploitation de BWXT-NEC pour ses installations de Peterborough et de Toronto. Dans son Compte rendu de décision [15], la Commission a fourni des directives au personnel de la CCSN et à BWXT-NEC à l’égard de la mobilisation des Autochtones. Le personnel de la CCSN s’est engagé à rendre compte de cette mobilisation des Autochtones dans le présent rapport.

À la suite du renouvellement, le personnel de la CCSN a communiqué le Compte rendu de décision à toutes les Nations et communautés autochtones qui avaient participé en tant qu’intervenants durant l’audience de la Commission. De plus, en février 2021, la CCSN et la CLFN ont signé un cadre de référence afin de créer un forum au sein duquel favoriser la collaboration et la gestion des domaines d’intérêt ou de préoccupation à l’égard des installations et activités réglementées par la CCSN, comme celles de BWXT-NEC. Depuis février 2021, le personnel de la CCSN tient des rencontres mensuelles avec la CLFN et fournit des mises à jour sur les activités de BWXT-NEC.

Des courriels officiels ont également été envoyés le 26 février 2021 pour informer les Nations et communautés autochtones intéressées des campagnes d’échantillonnage du PISE de 2021 prévues à proximité du site de BWXT-NEC à Peterborough, et pour solliciter leur rétroaction sur le plan d’échantillonnage du PISE. Puisque la CLFN s’était antérieurement montrée intéressée à participer aux activités d’échantillonnage, des rencontres ont été organisées le 8 février et le 7 mai 2021 pour discuter du PISE et du plan d’échantillonnage. Un webinaire sur le PISE a également été tenu le 28 avril 2021 à l’intention de tous les membres de la communauté de la CLFN qui souhaitaient en apprendre davantage sur le programme et la collaboration entre la CCSN et la CLFN. La CLFN a également invité les membres de la communauté à participer aux activités d’échantillonnage par le biais de son bulletin. Les activités d’échantillonnage du PISE ont été exécutées en juin 2021 et ont inclus la participation d’observateurs de la CLFN. Le personnel de la CCSN communiquera également tous les résultats du PISE à toutes les Nations et communautés autochtones intéressées lorsqu’ils seront disponibles.

La CLFN a souligné l’importance pour la CCSN et BWXT-NEC de continuer à communiquer des renseignements et à permettre à la CLFN de participer aux processus de la CCSN, y compris le PISE. Le personnel de la CCSN est déterminé à continuer de communiquer les renseignements pertinents relatifs à BWXT-NEC et à atténuer toute préoccupation des Nations et communautés autochtones.

7.3.1.2 Réacteurs de recherche

Les réacteurs de recherche sont des installations à faible risque, et la CCSN n’a pas été informée de préoccupation ou d’intérêt particulier de la part des Nations et communautés autochtones pour ces installations et activités autorisées. Toutefois, le personnel de la CCSN a à cœur de fournir tout renseignement pertinent et de mobiliser les Nations et communautés autochtones qui expriment un intérêt à cet égard.

7.3.2 Activités de mobilisation des titulaires de permis

En 2020, le personnel de la CCSN a continué de surveiller le travail de mobilisation effectué par les titulaires de permis d’ITUSN et de réacteurs de recherche pour s’assurer qu’ils mobilisent et communiquent activement avec les Nations et communautés autochtones qui s’intéressent à leurs installations.

Le personnel de la CCSN a confirmé que les titulaires de permis disposent de programmes de mobilisation des Autochtones et de relations externes. Tout au long de 2020, les titulaires de permis d’ITUSN ont rencontré les organisations et communautés autochtones intéressées et leur ont communiqué des renseignements. Les efforts déployés ont compris des courriels, des lettres, des rencontres, des visites de site ainsi que des visites dans les collectivités, sur demande. La CCSN encourage les titulaires de permis d’ITUSN à continuer de resserrer les liens avec les Nations et communautés autochtones qui ont exprimé un intérêt pour leurs activités et d’approfondir leur mobilisation.

7.4 Programme indépendant de surveillance environnementale de la CCSN

Le cas échéant, le titulaire de permis de chaque installation nucléaire doit élaborer, mettre en œuvre et tenir à jour un programme de surveillance de l’environnement afin de démontrer que le public et l’environnement sont protégés contre les rejets associés aux activités autorisées du titulaire de permis. Les résultats de ces programmes de surveillance sont soumis à la CCSN pour assurer le respect des exigences établies dans les règlements applicables.

La CCSN met en œuvre son PISE dans le but de vérifier de manière indépendante que le public et l’environnement à proximité des installations nucléaires autorisées sont protégés. Le PISE est distinct du programme de vérification continue de la conformité de la CCSN, mais complémentaire à celui-ci. Dans le cadre du PISE, des échantillons sont prélevés dans les espaces publics autour des installations autorisées. Les concentrations de substances radioactives et dangereuses contenues dans ces échantillons sont mesurées et analysées, et les résultats sont comparés aux recommandations, limites et objectifs pertinents.

En 2020, le personnel de la CCSN a exercé une surveillance environnementale indépendante aux sites de la RBR, de l’ICPH et de CFM de Cameco. Les résultats du PISE de 2020, affichés sur la page Web du PISE de la CCSN, indiquent que le public, les Nations et communautés autochtones et l’environnement à proximité de ces installations sont protégés, et qu’il n’y a aucun effet néfaste sur l’environnement ou sur la santé humaine découlant des activités sur ces sites. De plus, ces résultats sont conformes aux résultats présentés par les titulaires de permis et démontrent que les programmes de protection de l’environnement des titulaires de permis continuent de préserver la santé, la sûreté et la sécurité des personnes et de protéger l’environnement.

7.4.1 Échantillonnage à l’installation de BWXT-NEC à Peterborough

À la suite de l’audience sur le renouvellement de permis de BWXT-NEC tenue en mars 2020, la CCSN a mené des activités de rééchantillonnage du sol aux fins de détection du béryllium, comme l’a demandé la Commission dans son avis de continuité, à certains sites adjacents à l’installation de BWXT-NEC à Peterborough, en mettant particulièrement l’accent sur la propriété où se trouve l’école primaire Prince of Wales. Les échantillons ont été analysés au laboratoire de la CCSN, et les résultats n’ont montré aucun changement important sur le plan des concentrations de béryllium dans le sol à Peterborough. La CCSN a présenté un mémoire complémentaire (CMD 20-H2.D) sur les résultats du rééchantillonnage aux fins d’examen par la Commission dans le contexte de la demande de renouvellement de permis de BWXT-NEC. D’après l’évaluation du personnel de la CCSN, les résultats du PISE indiquent que le public et l’environnement à proximité de l’installation de BWXT-NEC demeurent protégés des émissions de l’installation.

Dans le Compte rendu de décision [15] à l’égard de BWXT-NEC, la Commission a demandé au personnel de la CCSN de mener une campagne du PISE à proximité de l’installation de Peterborough en 2021. De plus, le personnel de la CCSN analysera tous les futurs échantillons de sol du PISE au moyen de la méthode de digestion partielle plutôt que de la méthode de digestion complète, étant donné que la digestion partielle du sol reflète mieux la biodisponibilité des éléments et permet une comparaison directe aux normes et recommandations relatives au sol qui sont fondées sur la digestion partielle.

Reconnaissant l’importance d’établir la confiance et la communication avec les collectivités hôtes, la Commission a demandé au personnel de la CCSN de mobiliser les communautés autochtones, les membres du public, les parties intéressées et les fonctionnaires municipaux dans ses futures campagnes d’échantillonnage du PISE à Peterborough. Les efforts déployés à ce jour sont résumés aux sections 7.2.1.1 et 7.3.1.1 du présent rapport.

7.5 Réponse à la COVID-19

7.5.1 CCSN

Le 15 mars 2020, la CCSN a activé son plan de continuité des activités (PCA) en réponse à la pandémie de COVID-19. À partir du 16 mars 2020, tout le personnel de la CCSN à Ottawa et dans les bureaux régionaux et de site a reçu la consigne de travailler à domicile. Les déplacements sur les sites aux fins d’inspection ont été suspendus jusqu’à ce que des protocoles approuvés pour la COVID-19 soient en place. Les activités d’inspection de site prévues en 2020 ont été examinées et leur priorité a été revue.

En avril 2020, le personnel de la CCSN a examiné toutes les activités prévues de vérification de la conformité sur le site, en fonction de leur risque, pour déterminer la voie à suivre appropriée. Il a relevé les activités prévues de vérification de la conformité qui se prêtaient bien à d’autres modes d’exécution (méthodes de vérification à distance, examen de la documentation et des documents soumis par les titulaires de permis, etc.) et a ajusté les activités prévues en conséquence. La surveillance de la CCSN s’est adaptée aux modifications apportées par les titulaires de permis.

La CCSN a mis au point une séance d’information préalable à l’inspection, adaptée à la pandémie, pour communiquer les instructions additionnelles que devaient fournir les directeurs et les superviseurs de la CCSN aux inspecteurs avant l’exécution de toute activité de surveillance sur le site. La CCSN a fourni de l’équipement de protection individuelle aux inspecteurs avant l’exécution de toute activité de surveillance sur le site. La séance d’information préalable à l’inspection établit clairement le droit de chaque employé de ne pas assister à une inspection en personne s’il ne se sent pas en sécurité.

Les activités de vérification de la conformité relatives aux installations du cycle du combustible nucléaire se sont poursuivies à distance, et les activités de surveillance sur le site ont repris, en fonction du risque, dans le respect des protocoles sanitaires pertinents relatifs à la COVID-19. En 2020, certaines inspections ont été reportées à une date ultérieure ou indéfiniment pour certains DSR nécessitant une présence sur le site; toutefois, la majorité des inspections se sont poursuivies à distance ou au moyen d’une approche hybride virtuelle/en personne afin de minimiser le temps passé en personne sur le site.

Le personnel de la CCSN continue de mener des activités de surveillance pendant la pandémie de COVID-19 afin de protéger l’environnement et de préserver la santé, la sûreté et la sécurité des personnes. Les activités de surveillance précises achevées en 2020 durant la pandémie sont énoncées à l’annexe B du présent rapport.

7.5.2 ITUSN et réacteurs de recherche

En réponse à la pandémie de COVID-19, les ITUSN et les réacteurs de recherche ont mis en œuvre diverses mesures pour réduire les activités, activer les plans de continuité des activités et assurer le travail à distance du personnel non essentiel, dans la mesure du possible. Les titulaires de permis ont mis en place des mesures pour minimiser la propagation de la COVID-19 en obligeant le personnel à porter des masques et en limitant la taille des groupes d’employés dans une zone donnée.

Les activités réduites ne comprenaient que le travail visant à s’assurer que les sites, les installations, l’équipement et les propriétés étaient maintenus en bon état et qu’ils demeuraient sûrs et conformes aux exigences réglementaires. Dans le cadre des activités qui n’ont pas été suspendues, les titulaires de permis se sont efforcés de respecter toutes les recommandations de la santé publique et les protocoles de sûreté additionnels. Toutes les installations ont maintenu des mesures de sécurité appropriées durant cette période.

Chaque installation continue d’évaluer les nouveaux renseignements et risques liés à la COVID-19 à son site et dans sa collectivité locale. Le personnel de la CCSN est informé des modifications apportées par les titulaires de permis pour se conformer à toute nouvelle recommandation formulée par les autorités sanitaires provinciales.

8. Conclusions générales

Le personnel de la CCSN a conclu que les ITUSN, en 2020, et les réacteurs de recherche, de 2018 à 2020, ont été exploités en toute sûreté au Canada. Cette conclusion est fondée sur la vérification par le personnel de la CCSN des activités des titulaires de permis, notamment au moyen d’inspections, d’examens des rapports présentés par les titulaires de permis et d’examens des événements, le tout étant étayé par des activités de suivi et des communications générales avec les titulaires de permis.

Les installations ont obtenu pour les 14 DSR la cote de rendement « Satisfaisant ».

Les activités de vérification de la conformité du personnel de la CCSN ont permis de confirmer ce qui suit :

  • les programmes de radioprotection à toutes les installations ont permis de contrôler adéquatement la radioexposition et de maintenir les doses au niveau ALARA
  • les programmes de protection de l’environnement à toutes les installations ont protégé efficacement les personnes et l’environnement
  • les programmes de santé et sécurité classiques à toutes les installations ont continué de protéger les travailleurs

Le personnel de la CCSN a conclu que les titulaires de permis visés par le présent rapport ont pris les dispositions appropriées afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité des travailleurs et du public, de protéger l’environnement et de respecter les engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire.

Il continuera d’assurer une surveillance de la conformité aux exigences réglementaires à toutes les installations autorisées.

Documents de références

  1. Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires L.C. 1997, ch. 9.
  2. CCSN, Procès-verbal de la réunion de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) tenue les 8, 9 et 10 décembre 2020, Ottawa, Canada, avril 2021.
  3. Groupe CSA, CSA N286-F12, Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires, 2012.
  4. CCSN, REGDOC-2.2.2, La formation du personnel, Ottawa, Canada, 2016.
  5. CCSN, REGDOC-3.1.2, Exigences relatives à la production de rapports, tome 1 : Installations nucléaires de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium, Ottawa, Canada, 2018.
  6. Groupe CSA, CSA N288.6-F12, Évaluation des risques environnementaux aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, 2012.
  7. CCSN, note de service, CNSC Staff Position Regarding the Environmental Protection Requirements for SLOWPOKE-2 Facilities, 2013, e-Doc 4059738.
  8. Règlement sur la radioprotection, DORS/2000-203.
  9. Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, DORS/2000-202.
  10. Code canadien du travail, L.R.C., 1985, ch. L-2.
  11. CCSN, REGDOC-2.13.1, Garanties et comptabilité des matières nucléaires, Ottawa, Canada, 2018.
  12. Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non‑prolifération nucléaire, DORS/2000-210.
  13. Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015), DORS/2015-145.
  14. Règlement sur le transport des marchandises dangereuses, DORS/2001-286
  15. CCSN, Compte rendu de décision, Demande de renouvellement du permis d’installation de combustible pour les installations de BWXT à Toronto et à Peterborough (DEC 20-H2), 2020.
  16. CCSN, REGDOC-3.2.1, L’information et la divulgation publiques, Ottawa, Canada, 2018.
  17. CCSN, REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN, Ottawa, Canada, 2019.
  18. Groupe CSA, CSA N288.1-F14, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires, 2019.
  19. Ministère de l’Environnement, de la Protection de la nature et des Parcs, Critères de qualité de l’air ambiant de l’Ontario, 2019.
  20. Santé Canada, Recommandations pour la qualité de l’eau potable au Canada, 2017.
  21. Groupe CSA, N288.7, Programmes de protection des eaux souterraines aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium, 2015.
  22. Conseil canadien des ministres de l’environnement, Recommandations canadiennes pour la qualité des eaux : protection de la vie aquatique, 1999.
  23. Conseil canadien des ministres de l’environnement, Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : environnement et santé humaine, 1999.
  24. Ministère de l’Environnement, Normes de l’Ontario sur les sols, l’eau souterraine et les sédiments en vertu de la partie XV.1 de la Loi sur la protection de l’environnement, tableau 3 : Full Depth Generic Site Condition Standards in a Non‑Potable Ground Water Condition, Industrial/Commercial/Community Property Use (Fine to Medium Textured Soils) [Normes générales relatives à l’état du site à pleine profondeur pour l’eau souterraine non potable, pour les terrains à vocation industrielle/commerciale/communautaire (sols à texture moyenne et fine); en anglais seulement], 2011.
  25. Province de l’Ontario, Gestion de l’eau :politiques, lignes directrices, objectifs provinciaux de qualité de l’eau, Table of PWQOs and Interim PWQOs [tableau des OPQE et des OPQE intérimaires, en anglais seulement].
  26. CCSN, REGDOC-1.6.1, Annexe R : Quantités réglementaires pour les radionucléides courants, Égouts, Ottawa, Canada, 2017.

Sigles et abréviations

$ CAN
dollars canadiens
µg
microgramme
µSv
microsievert
125I
iode 125
AIEA
Agence internationale de l’énergie atomique
ALARA
niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre, compte tenu des facteurs socio-économiques
ANC
avis de non-conformité
ASF
approche systématique à la formation
Bq
becquerel
BTL
Best Theratronics Ltd
BWXT
BWX Technologies Ltd
BWXT-MED
BWXT Medical Ltd
BWXT-NEC
BWXT Nuclear Energy Canada Inc.
Cameco
Cameco Corporation
CANDU
réacteur CANadien à Deutérium-Uranium
CCME
Conseil canadien des ministres de l’environnement
CCSN
Commission canadienne de sûreté nucléaire
CFM
Cameco Fuel Manufacturing Inc.
CLFN
Première Nation de Curve Lake
CMD
document à l’intention des commissaires
CMRC
Collège militaire royal du Canada
CSA
Association canadienne de normalisation (maintenant le Groupe CSA)
CVC
critères de vérification de la conformité
DOE des États-Unis
département de l’Énergie des États-Unis
DSR
domaine de sûreté et de réglementation
EDSC
Emploi et Développement social Canada
ERE
évaluation des risques environnementaux
ES
Entièrement satisfaisant
FFL
permis d’installation de combustible nucléaire
FFOL
permis d’exploitation d’une installation de combustible nucléaire
g
gramme
GBq
gigabecquerel
h
heure
HNO3
acide nitrique
HT
tritium gazeux
HTO
oxyde de tritium hydrogéné ou eau tritiée
IA
Inférieur aux attentes
ICPH
installation de conversion de Port Hope
IEPT
incident entraînant une perte de temps
ITUSN
installation de traitement de l’uranium et des substances nucléaires
kg
kilogramme
km
kilomètre
L
litre
LNC
Laboratoires Nucléaires Canadiens
LRD
limite de rejet dérivée
LRFE
limite de rejets fondée sur l’exposition
LSRN
Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires
m3
mètre cube
MBq
mégabecquerel
MCP
manuel des conditions de permis
MEPNP
ministère de l’Environnement, de la Protection de la nature et des Parcs de l’Ontario
MeV
mégaélectronvolt
mg
milligramme
mg/L
milligrammes par litre
mSv
millisievert
N
azote
NO2
dioxyde d’azote
Nordion
Nordion (Canada) inc.
NOx
oxydes d’azote
NPROL
permis d’exploitation d’un réacteur non producteur de puissance
NSPFOL
permis d’exploitation d’une installation de traitement des substances nucléaires
PDD
plan détaillé de déclassement
PIPD
programme d’information et de divulgation publiques
PISE
Programme indépendant de surveillance environnementale
ppm
parties par million
RBR
raffinerie de Blind River
RNM
réacteur de recherche nucléaire de McMaster
RQEPC
Recommandations pour la qualité de l’eau potable au Canada
RSR
rapport de surveillance réglementaire
SA
Satisfaisant
SGE
système de gestion de l’environnement
SLTG
source lumineuse au tritium gazeux
SRBT
SRB Technologies (Canada) Inc.
SRC
Saskatchewan Research Council
T2
gaz tritié
TBq
térabecquerel
TNP
Traité sur la non-prolifération des armes nucléaires
TSN
travailleur du secteur nucléaire
UF6
hexafluorure d’uranium
UFE
uranium faiblement enrichi
UHE
uranium hautement enrichi
UO2
dioxyde d’uranium
UO3
trioxyde d’uranium
VIM
Vision in Motion

Glossaire

Les définitions des termes utilisés dans le présent document figurent dans le REGDOC‑3.6, Glossaire de la CCSN [17], qui comprend des termes et des définitions tirés de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires [1], de ses règlements d’application ainsi que des documents d’application de la réglementation et d’autres publications de la CCSN. Le REGDOC-3.6 est fourni aux fins de référence et d’information.

A. Liens vers les sites Web et les rapports annuels de conformité des titulaires de permis

Titulaire de permis Site Web Rapports annuels de conformité
RBR camecofuel.com/business/blind-river-refinery Rapport annuel de conformité de 2020
ICPH camecofuel.com/business/port-hope-conversion-facility Rapport annuel de conformité de 2020
CFM camecofuel.com/business/cameco-fuel-manufacturing Rapport annuel de conformité de 2020
BWXT-NEC Toronto et Peterborough nec.bwxt.com Rapport annuel de conformité de 2020
SRBT srbt.com Rapport annuel de conformité de 2020
Nordion nordion.com Rapport annuel de conformité de 2020
BTL theratronics.ca Rapport annuel de conformité de 2020
RNM nuclear.mcmaster.ca/facility/nuclear-reactor/

Rapport annuel de conformité de 2018

Rapport annuel de conformité de 2019

Rapport annuel de conformité de 2020
Polytechnique Montréal polymtl.ca/phys/slowpoke

Rapport annuel de conformité de 2018

Rapport annuel de conformité de 2019

Rapport annuel de conformité de 2020
CMRC rmc-cmr.ca/fr/chimie-genie-chimique/laboratoire-slowpoke-2

Rapport annuel de conformité de 2018

Rapport annuel de conformité de 2019

Rapport annuel de conformité de 2020
SRCNote de bas de page 4 src.sk.ca/services/slowpoke-2

Rapport annuel de conformité de 2018

Rapport annuel de conformité de 2019

B. Inspections de la CCSN

Tableau B-1 : Inspections, RBR, 2020
Titre de l’inspection Domaines de sûreté et de réglementation visés Date de l’inspection Nombre d’ANC
CAMECO-BRR-2020-01

Aptitude fonctionnelle
Gestion des urgences et protection‑incendie
Radioprotection
Santé et sécurité classique
Gestion des déchets

 Du 14 au 16 septembre 2020 1
CAMECO-BRR-2020-02 Protection de l’environnement Du 14 au 16 septembre 2020 0
CAMECO-BRR-2020-03 Gestion de la performance humaine (formation du personnel) Du 19 au 21 octobre 2020 1
Tableau B-2 : Inspections, ICPH, 2020
Titre de l’inspection Domaines de sûreté et de réglementation visés Date de l’inspection Nombre d’ANC
CAMECO-PHCF-2020-01 Enveloppe sous pression et Conduite de l’exploitation Du 13 au 16 juillet 2020 2
CAMECO-PHCF-2020-02

Analyse de la sûreté
Aptitude fonctionnelle
Radioprotection
Protection de l’environnement
Santé et sécurité classique
Gestion des urgences et protection‑incendie
Gestion des déchets
Autre : Projet « Vision in Motion »

 Du 10 au 13 août 2020 3
CAMECO-PHCF-2020-03 Sécurité Le 26 octobre 2020 2
Tableau B-3 : Inspections, CFM, 2020
Titre de l’inspection Domaines de sûreté et de réglementation visés Date de l’inspection Nombre d’ANC
CAMECO-CFM-2020-01 Radioprotection (priorité) Santé et sécurité classique Les 26 et 27 février 2020 5
CAMECO-CFM-2020-02 Sécurité Le 27 octobre 2020 2
CAMECO-CFM-2020-03 Aptitude fonctionnelle (priorité)
Radioprotection
Gestion des déchets
Santé et sécurité classiques		 Du 26 au 29 octobre 2020 2
Tableau B-4 : Inspections, BWXT-NEC Toronto et Peterborough, 2020
Titre de l’inspection Domaines de sûreté et de réglementation visés Date de l’inspection Nombre d’ANC
BWXT-2020-01 Sécurité Les 20 et 21 février 2020 1
BWXT-2020-02 Programme d’information et de divulgation publiques Les 15 et 16 août 2020 2
BWXT-2020-03 Gestion des urgences et protection‑incendie Les 30 septembre et 1er octobre 2020 0
NPECD-BWXT-2020-11 Contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non‑prolifération nucléaire Les 25 et 26 novembre 2020 1
Tableau B-5 : Inspections, SRBT, 2020
Titre de l’inspection Domaines de sûreté et de réglementation visés Date de l’inspection Nombre d’ANC
SRBT-2020-01 Gestion de la performance humaine Les 27 et 28 janvier 2020 3
SRBT-2020-02 Radioprotection Les 27 et 28 octobre 2020 0
Tableau B-6 : Inspections, Nordion, 2020
Titre de l’inspection Domaines de sûreté et de réglementation visés Date de l’inspection Nombre d’ANC
NORDION-2020-01 Systèmes de gestion Du 29 septembre au 1er octobre 2020 0
NORDION-2020-02 Conduite de l’exploitation
Aptitude fonctionnelle
Radioprotection
Protection de l’environnement
Santé et sécurité classique
Gestion des déchets		 Du 16 au 19 novembre 2020 3
Tableau B-7 : Inspections, BTL, 2020
Titre de l’inspection Domaines de sûreté et de réglementation visés Date de l’inspection Nombre d’ANC
BTL-2020-02 Système de gestion Du 2 au 4 novembre 2020 2
BTL-2020-03 Gestion de la performance humaine Du 2 au 4 novembre 2020 4
Tableau B-8 : Inspections, Polytechnique Montréal, 2018-2020
Titre de l’inspection Domaines de sûreté et de réglementation visés Date de l’inspection Nombre d’ANC
2019-DSN-EPM-01 Sécurité Le 30 avril 2019 3
EPM-SLWPK-2020-01 Santé et sécurité classique
Système de gestion
Conduite de l’exploitation
Aptitude fonctionnelle
Radioprotection
Protection de l’environnement
Gestion des déchets
Gestion des urgences et protection‑incendie
Programme d’information et de divulgation publiques		 Le 13 février 2020 1
Tableau B-9 : Inspections, RNM, 2018-2020
Titre de l’inspection Domaines de sûreté et de réglementation visés Date de l’inspection Nombre d’ANC
MNR-2018-01 Système de gestion
Protection de l’environnement
Gestion des déchets
Aptitude fonctionnelle
Radioprotection
Sécurité
Conduite de l’exploitation
Santé et sécurité classique
Gestion de la performance humaine
Gestion des urgences et protection‑incendie
Programme d’information et de divulgation publiques		 Le 15 novembre 2018 2
2019-NSD-MCMU-01 Sécurité Le 22 octobre 2019 0
MNR-2020-01 Gestion de la performance humaine – Formation du personnel Les 9 et 10 mars 2020 4
Tableau B-10 : Inspections, CMRC, 2018-2020
Titre de l’inspection Domaines de sûreté et de réglementation visés Date de l’inspection Nombre d’ANC
RMC-SLWPK-2019-01 Système de gestion
Protection de l’environnement
Gestion des déchets
Aptitude fonctionnelle
Radioprotection
Sécurité
Conduite de l’exploitation
Santé et sécurité classique
Gestion de la performance humaine
Gestion des urgences et protection‑incendie
Programme d’information et de divulgation publiques		 Le 21 février 2019 0
2019-NSD-RMC-01 Sécurité Le 24 octobre 2019 2
Tableau B-11 : Inspections, SRC, 2018-2020
Titre de l’inspection Domaines de sûreté et de réglementation visés Date de l’inspection Nombre d’ANC
SRC-2019-01 Conduite de l’exploitation
Radioprotection
Garanties et non‑prolifération
Sécurité		 Les 15 et 16 août 2019 0
SRC-2020-01 Activités de déclassement
Protection de l’environnement
Radioprotection
Gestion des déchets		 Du 8 au 10 juillet 2020 1

Remarque : Les rapports d’inspection de la sécurité contiennent des renseignements de nature délicate et ne seront pas rendus publics.

C. Modifications importantes aux permis et aux manuels des conditions de permis

Tableau C-1 : Modifications aux permis
Titulaire de permis Date Permis de l’installation Résumé des modifications
BWXT-NEC Toronto Le 19 décembre 2020 FFOL-3620.01/2020 Nouveau permis renouvelé FFL-3621.00/2030 publié
BWXT-NEC Peterborough Le 19 décembre 2020 FFOL-3620.01/2020 Nouveau permis renouvelé FFL-3620.00/2030 publié
SRC Le 6 décembre 2019 NPROL-19.01/2023 Approbation de la modification de permis en vue d’autoriser le déclassement de l’installation de réacteur SLOWPOKE-2 du SRCNote de bas de page 5 
Tableau C-2 : Modifications aux MCP
Titulaire de permis Date Permis de l’installation Résumé des modifications
RBR Le 11 août 2020 FFOL-3632.00/2020
  • Modification importante : MCP partiellement modernisé élaboré parallèlement aux MCP de CFM et de l’ICPH
  • Amélioration de l’uniformité entre les MCP de Cameco pour CFM, la RBR et l’ICPH
  • Restructuration de chaque DSR pour y inclure les sections suivantes : préambule, critères de vérification de la conformité (CVC) et orientation
  • Mises à jour aux publications actuelles relatives au fondement d’autorisation (p. ex., normes CSA, documents d’application de la réglementation, codes, etc.)
  • Documents du titulaire de permis actualisés
  • Ajout de l’année de réaffirmation des normes CSA
  • Suppression du libellé désuet ou redondant sur les CVC faisant déjà l’objet des publications relatives au fondement d’autorisation (p. ex., exigences en matière de production de rapports figurant dans le REGDOC-3.1.2)
ICPH Le 31 juillet 2020 FFOL-3631.00/2027
  • Modification importante : MCP partiellement modernisé élaboré parallèlement aux MCP de la RBR et de CFM
  • Amélioration de l’uniformité entre les MCP de Cameco pour CFM, la RBR et l’ICPH
  • Restructuration de chaque DSR pour y inclure les sections suivantes : préambule, CVC et orientation
  • Mises à jour aux publications actuelles relatives au fondement d’autorisation (p. ex., normes CSA, documents d’application de la réglementation, codes, etc.)
  • Documents du titulaire de permis actualisés
  • Ajout de l’année de réaffirmation des normes CSA
  • Suppression du libellé désuet ou redondant sur les CVC faisant déjà l’objet des publications relatives au fondement d’autorisation (p. ex., exigences en matière de production de rapports figurant dans le REGDOC-3.1.2)
  • Suppression de la référence au quai central, dont l’entretien et le contrôle ne relèvent plus de Cameco
CFM Le 20 août 2020 FFOL-3641.00/2022
  • Modification importante : MCP partiellement modernisé élaboré parallèlement aux MCP de la RBR et de l’ICPH
  • Amélioration de l’uniformité entre les MCP de Cameco pour CFM, la RBR et l’ICPH
  • Restructuration de chaque DSR pour y inclure les sections suivantes : préambule, CVC et orientation
  • Mises à jour aux publications actuelles relatives au fondement d’autorisation (p. ex., normes CSA, documents d’application de la réglementation, codes, etc.)
  • Documents du titulaire de permis actualisés
  • Ajout de l’année de réaffirmation des normes CSA
  • Suppression du libellé désuet ou redondant sur les CVC faisant déjà l’objet des publications relatives au fondement d’autorisation (p. ex., exigences en matière de production de rapports figurant dans le REGDOC-3.1.2)
  • Restructuration et mise à jour des annexes
  • Inclusion d’hyperliens
SRBT Le 6 février 2020 NSPFOL-13.00/2022
  • Changements à la formulation et au formatage
  • Ajout d’hyperliens vers les lois et règlements
  • Mise à jour du plan d’étage
  • Mise à jour à la suite de nouvelles révisions des documents d’application de la réglementation
  • Mise à jour du plan de transition en fonction des normes CSA
  • Mise à jour des seuils d’intervention en matière de radioprotection et de protection de l’environnement
  • Enlèvement des puits appartenant au CN des emplacements d’échantillonnage des eaux souterraines
SRC Le 10 avril 2019 NPROL-19.01/2023
  • Modification pour refléter les mises à jour aux activités autorisées, aux termes de la Partie I, section 4.4, et modifications aux tableaux de la Partie II, section 4.1 (Opérations)
  • Clarification des activités autorisées relatives à l’enlèvement/au remplacement du combustible ou au déchargement en combustible du réacteur, compte tenu de la demande de déclassement de l’installation présenté par SRC
  • Ajout de références au plan détaillé de déclassement
CMRC Le 11 juin 2019 NPROL-20.00/2023
  • Changements à la formulation, ajout de références à de nouveaux documents d’application de la réglementation et de nouvelles normes
  • Section 1.1 : Remplacement de l’INFO-0795 par le REGDOC-3.5.3
  • Section 1.5 : Introduction du REGDOC-3.2.1
  • Section 2.1 : Introduction de la norme N286‑12 et du REGDOC-2.1.2
  • Section 3.2 : Introduction du REGDOC-2.2.2
  • Sections 4.3 et 4.4 : Introduction du REGDOC-3.1.2
  • Section 14.1 : Introduction du REGDOC-2.13.1
  • Section 16.1 : Remplacement des critères de vérification de la conformité pour refléter les renseignements actuels à l’égard du projet de rechargement en combustible
  • Annexe B : Référence au REGDOC-3.6 pour les définitions et la terminologie de la CCSN
  • Annexe D : Changement de nom pour « Annexe C », ajout d’une feuille de calcul pour le suivi des versions de documents, mise à jour de la liste de documents
  • Annexe E : Suppression et remplacement par une référence au REGDOC-3.1.2 aux sections 4.3 et 4.4
  • Annexe G : Suppression et déplacement des tableaux vers les sections 8.1 et 10.1

D. Mise en œuvre des documents d’application de la réglementation

Tableau D-1 : Documents d’application de la réglementation – RBR
Numéro du document Titre du document Version État d’avancement
REGDOC-2.12.3 La sécurité des substances nucléaires : sources scellées et matières nucléaires de catégories I, II et III 2020 Mis en œuvre en 2020
REGDOC-2.13.1 Garanties et comptabilité des matières nucléaires 2018 Mis en œuvre en 2020
REGDOC-3.2.1 L’information et la divulgation publiques 2018 Mis en œuvre en 2020
Tableau D-2 : Documents d’application de la réglementation – ICPH
Numéro du document Titre du document Version État d’avancement
REGDOC-2.12.3 La sécurité des substances nucléaires : sources scellées et matières nucléaires de catégories I, II et III, version 2.1 2020 Mis en œuvre en 2020
REGDOC-2.13.1 Garanties et comptabilité des matières nucléaires 2018 Mis en œuvre en 2020
REGDOC-3.2.1 L’information et la divulgation publiques 2018 Mis en œuvre en 2020
Tableau D-3 : Documents d’application de la réglementation – CFM
Numéro du document Titre du document Version État d’avancement
REGDOC-2.12.3 La sécurité des substances nucléaires : sources scellées et matières nucléaires de catégories I, II et III 2020 Mis en œuvre en 2020
REGDOC-2.13.1 Garanties et comptabilité des matières nucléaires 2018 Mis en œuvre en 2020
REGDOC-3.2.1 L’information et la divulgation publiques 2018 Mis en œuvre en 2020
Tableau D-4 : Documents d’application de la réglementation – BTL
Numéro du document Titre du document Version État d’avancement
REGDOC-2.8.1 Santé et sécurité classiques 2019 Mis en œuvre en 2020
REGDOC-2.1.2 Culture de sûreté 2018 Mis en œuvre en 2020
REGDOC-3.2.1 L’information et la divulgation publiques 2018 Mis en œuvre en 2020
Tableau D-5 : Documents d’application de la réglementation – Polytechnique Montréal
Numéro du document Titre du document Version État d’avancement
REGDOC-2.1.2 Système de gestion : Culture de sûreté 2018 Mis en œuvre en 2019
REGDOC-2.13.1 Garanties et comptabilité des matières nucléaires 2018 Mis en œuvre en 2019
REGDOC-3.1.2 Exigences relatives à la production de rapports, tome I : Installations nucléaires de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium 2018 Mis en œuvre en 2019
Tableau D-6 : Documents d’application de la réglementation – RNM
Numéro du document Titre du document Version État d’avancement
REGDOC-2.1.2 Système de gestion : Culture de sûreté 2018 Mis en œuvre en 2019
REGDOC-2.13.1 Garanties et comptabilité des matières nucléaires 2018 Mis en œuvre en 2019
REGDOC-3.1.2 Exigences relatives à la production de rapports, tome I : Installations nucléaires de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium 2018 Mis en œuvre en 2019
Tableau D-7 : Documents d’application de la réglementation – CMRC
Numéro du document Titre du document Version État d’avancement
REGDOC-3.5.3 Principes fondamentaux de réglementation 2018 Mis en œuvre en 2019
REGDOC-3.2.1 L’information et la divulgation publiques 2018 Mis en œuvre en 2019
CSA N286-F12 Exigences relatives au système de gestion des installations nucléaires 2017 Mis en œuvre en 2019
REGDOC-2.1.2 Système de gestion : Culture de sûreté 2018 Mis en œuvre en 2019
REGDOC-2.2.2 Formation du personnel 2016 Mis en œuvre en 2019
REGDOC-3.1.2 Exigences relatives à la production de rapports, tome I : Installations nucléaires de catégorie I non productrices de puissance et mines et usines de concentration d’uranium 2018 Mis en œuvre en 2019
REGDOC-2.13.1 Garanties et comptabilité des matières nucléaires 2018 Mis en œuvre en 2019

E. Garanties financières

Tableau E-1 : Garanties financières, installations de traitement de l’uranium
Installation Montant ($ CAN)
RBR 48 millions $
ICPH 128,6 millions $
CFM 21 millions $
BWXT-NEC Toronto 45,6 millions $
BWXT-NEC Peterborough 6,8 millions $
Tableau E-2 : Garanties financières, installations de traitement des substances nucléaires
Installation Montant ($ CAN)
SRBT 727 327 $
Nordion 45,1 millions $
BTL 1,8 million $
Tableau E-3 : Garanties financières, réacteurs de recherche
Installation Montant ($ CAN)
Polytechnique Montréal 1,4 million $
RNM 11,7 millions $
CMRC S.O.Note de bas de page 6
SRC 5,8 millions $Note de bas de page 7

F. Cotes attribuées aux domaines de sûreté et de réglementation

Il convient de noter que seules les cotes « Satisfaisant » (SA) et « Inférieur aux attentes » (IA) ont été utilisées pour les ITUSN (2020) et les réacteurs de recherche (2018‑2020). La cote « Entièrement satisfaisant » (ES) n’a pas été attribuée, conformément à l’approche utilisée dans le cadre des RSR de 2019. Il est important de reconnaître que, si une installation a reçu pour un DSR dans un RSR antérieur une cote ES et qu’elle obtient maintenant une cote SA, il ne s’agit pas nécessairement d’une baisse de rendement. L’approche simplifiée des cotes de rendement a permis de réduire considérablement l’effort souvent nécessaire pour obtenir un consensus à l’égard de la cote finale.

Tableau F-1 : Cotes des DSR, raffinerie de Blind River, de 2016 à 2020
DSR Cote de 2016 Cote de 2017 Cote de 2018 Cote de 2019 Cote de 2020
Système de gestion SA SA SA SA SA
Gestion de la performance humaine SA SA SA SA SA
Conduite de l’exploitation SA SA SA SA SA
Analyse de la sûreté SA SA SA SA SA
Conception matérielle SA SA SA SA SA
Aptitude fonctionnelle SA SA SA SA SA
Radioprotection SA SA SA SA SA
Santé et sûreté classiques ES ES ES SA SA
Protection de l’environnement SA SA SA SA SA
Gestion des urgences et protection‑incendie SA SA SA SA SA
Gestion des déchets SA SA SA SA SA
Sécurité SA SA SA SA SA
Garanties et non‑prolifération SA SA SA SA SA
Emballage et transport SA SA SA SA SA
Tableau F-2 : Cotes des DSR, installation de conversion à Port Hope, de 2016 à 2020
DSR Cote de 2016 Cote de 2017 Cote de 2018 Cote de 2019 Cote de 2020
Système de gestion SA IA SA SA SA
Gestion de la performance humaine SA SA SA SA SA
Conduite de l’exploitation SA SA SA SA SA
Analyse de la sûreté SA SA SA SA SA
Conception matérielle SA SA SA SA SA
Aptitude fonctionnelle SA SA SA SA SA
Radioprotection SA SA SA SA SA
Santé et sûreté classiques SA SA SA SA SA
Protection de l’environnement SA SA SA SA SA
Gestion des urgences et protection‑incendie SA SA SA SA SA
Gestion des déchets SA SA SA SA SA
Sécurité SA SA SA SA SA
Garanties et non‑prolifération SA SA SA SA SA
Emballage et transport SA SA SA SA SA
Tableau F-3 : Cotes des DSR, Cameco Fuel Manufacturing Inc., de 2016 à 2020
DSR Cote de 2016 Cote de 2017 Cote de 2018 Cote de 2019 Cote de 2020
Système de gestion SA SA SA SA SA
Gestion de la performance humaine SA SA SA SA SA
Conduite de l’exploitation SA SA SA SA SA
Analyse de la sûreté SA SA SA SA SA
Conception matérielle SA SA SA SA SA
Aptitude fonctionnelle SA SA SA SA SA
Radioprotection SA SA SA SA SA
Santé et sûreté classiques SA SA SA SA SA
Protection de l’environnement SA SA SA SA SA
Gestion des urgences et protection‑incendie SA SA SA SA SA
Gestion des déchets SA SA SA SA SA
Sécurité SA SA SA SA SA
Garanties et non‑prolifération SA SA SA SA SA
Emballage et transport SA SA SA SA SA
Tableau F-4: Cotes des DSR, BWXT Nuclear Energy Canada Inc. Toronto et Peterborough, de 2016 à 2020
DSR Cote de 2016 Cote de 2017 Cote de 2018 Cote de 2019 Cote de 2020
Système de gestion SA SA SA SA SA
Gestion de la performance humaine SA SA SA SA SA
Conduite de l’exploitation SA SA SA SA SA
Analyse de la sûreté SA SA SA SA SA
Conception matérielle SA SA SA SA SA
Aptitude fonctionnelle SA SA SA SA SA
Radioprotection SA SA SA SA SA
Santé et sûreté classiques SA SA SA SA SA
Protection de l’environnement SA SA SA SA SA
Gestion des urgences et protection‑incendie SA SA SA SA SA
Gestion des déchets SA SA SA SA SA
Sécurité SA SA SA SA SA
Garanties et non‑prolifération SA SA SA SA SA
Emballage et transport SA SA SA SA SA
Tableau F-5 : Cotes des DSR, SRB Technologies (Canada) Inc., de 2016 à 2020
DSR Cote de 2016 Cote de 2017 Cote de 2018 Cote de 2019 Cote de 2020
Système de gestion SA SA SA SA SA
Gestion de la performance humaine SA SA SA SA SA
Conduite de l’exploitation SA SA SA SA SA
Analyse de la sûreté SA SA SA SA SA
Conception matérielle SA SA SA SA SA
Aptitude fonctionnelle ES ES ES SA SA
Radioprotection SA SA SA SA SA
Santé et sûreté classiques ES SA ES SA SA
Protection de l’environnement SA SA SA SA SA
Gestion des urgences et protection‑incendie SA SA SA SA SA
Gestion des déchets SA SA SA SA SA
Sécurité SA SA SA SA SA
Garanties et non‑proliférationNote de bas de page 8 S.O. S.O. S.O. S.O. S.O.
Emballage et transport SA SA SA SA SA
Tableau F-6 : Cotes des DSR, Nordion (Canada) Inc., de 2016 à 2020
DSR Cote de 2016 Cote de 2017 Cote de 2018 Cote de 2019 Cote de 2020
Système de gestion SA SA SA SA SA
Gestion de la performance humaine SA SA SA SA SA
Conduite de l’exploitation SA SA SA SA SA
Analyse de la sûreté SA SA SA SA SA
Conception matérielle SA SA SA SA SA
Aptitude fonctionnelle SA SA SA SA SA
Radioprotection SA SA SA SA SA
Santé et sûreté classiques SA SA SA SA SA
Protection de l’environnement ES ES ES SA SA
Gestion des urgences et protection‑incendie SA SA SA SA SA
Gestion des déchets SA SA SA SA SA
Sécurité ES ES ES SA SA
Garanties et non‑prolifération SA SA SA SA SA
Emballage et transport SA SA SA SA SA
Tableau F-7 : Cotes des DSR, Best Theratronics Ltd, de 2016 à 2020
DSR Cote de 2016 Cote de 2017 Cote de 2018 Cote de 2019 Cote de 2020
Système de gestion SA SA SA SA SA
Gestion de la performance humaine SA SA SA SA SA
Conduite de l’exploitation SA SA SA SA SA
Analyse de la sûreté SA SA SA SA SA
Conception matérielle SA SA SA SA SA
Aptitude fonctionnelle SA SA SA SA SA
Radioprotection SA SA SA SA SA
Santé et sûreté classiques SA SA SA SA SA
Protection de l’environnement SA SA SA SA SA
Gestion des urgences et protection‑incendie SA SA SA SA SA
Gestion des déchets SA SA SA SA SA
Sécurité SA SA SA SA SA
Garanties et non‑prolifération SA SA SA SA SA
Emballage et transport SA SA SA SA SA
Tableau F-8 : Cotes des DSR, réacteur SLOWPOKE-2 de l’École Polytechnique de Montréal, de 2016 à 2020
DSR Cote de 2016 Cote de 2017 Cote de 2018 Cote de 2019 Cote de 2020
Système de gestion SA SA SA SA SA
Gestion de la performance humaine SA SA SA SA SA
Conduite de l’exploitation SA SA SA SA SA
Analyse de la sûreté SA SA SA SA SA
Conception matérielle SA SA SA SA SA
Aptitude fonctionnelle SA SA SA SA SA
Radioprotection SA SA SA SA SA
Santé et sûreté classiques SA SA SA SA SA
Protection de l’environnement SA SA SA SA SA
Gestion des urgences et protection‑incendie SA SA SA SA SA
Gestion des déchets SA SA SA SA SA
Sécurité SA SA SA SA SA
Garanties et non‑prolifération SA SA SA SA SA
Emballage et transport SA SA SA SA SA
Tableau F-9 : Cotes des DSR, réacteur de recherche nucléaire de McMaster, de 2016 à 2020
DSR Cote de 2016 Cote de 2017 Cote de 2018 Cote de 2019 Cote de 2020
Système de gestion SA SA SA SA SA
Gestion de la performance humaine SA SA SA SA SA
Conduite de l’exploitation SA SA SA SA SA
Analyse de la sûreté SA SA SA SA SA
Conception matérielle SA SA SA SA SA
Aptitude fonctionnelle SA SA SA SA SA
Radioprotection SA SA SA SA SA
Santé et sûreté classiques SA SA SA SA SA
Protection de l’environnement SA SA SA SA SA
Gestion des urgences et protection‑incendie SA SA SA SA SA
Gestion des déchets SA SA SA SA SA
Sécurité ES ES SA SA SA
Garanties et non‑prolifération SA SA SA SA SA
Emballage et transport SA SA SA SA SA
Tableau F-10 : Cotes des DSR, réacteur SLOWPOKE-2 du Collège militaire royal du Canada, de 2016 à 2020
DSR Cote de 2016 Cote de 2017 Cote de 2018 Cote de 2019 Cote de 2020
Système de gestion SA SA SA SA SA
Gestion de la performance humaine SA SA SA SA SA
Conduite de l’exploitation SA SA SA SA SA
Analyse de la sûreté SA SA SA SA SA
Conception matérielle SA SA SA SA SA
Aptitude fonctionnelle SA SA SA SA SA
Radioprotection SA SA SA SA SA
Santé et sûreté classiques SA SA SA SA SA
Protection de l’environnement SA SA SA SA SA
Gestion des urgences et protection‑incendie SA SA SA SA SA
Gestion des déchets SA SA SA SA SA
Sécurité SA SA SA SA SA
Garanties et non‑prolifération SA SA SA SA SA
Emballage et transport SA SA SA SA SA
Tableau F-11 : Cotes des DSR, réacteur SLOWPOKE-2 du Saskatchewan Research Council, de 2016 à 2020
DSR Cote de 2016 Cote de 2017 Cote de 2018 Cote de 2019 Cote de 2020
Système de gestion SA SA SA SA SA
Gestion de la performance humaine SA SA SA SA SA
Conduite de l’exploitation SA SA SA SA SA
Analyse de la sûreté SA SA SA SA SA
Conception matérielle SA SA SA SA SA
Aptitude fonctionnelle SA SA SA SA SA
Radioprotection SA SA SA SA SA
Santé et sûreté classiques SA SA SA SA SA
Protection de l’environnement SA SA SA SA SA
Gestion des urgences et protection‑incendie SA SA SA SA SA
Gestion des déchets SA SA SA SA SA
Sécurité SA SA SA SA SA
Garanties et non‑prolifération SA SA SA SA SA
Emballage et transport SA SA SA SA SA

G. Rejets annuels totaux directs de radionucléides dans l’environnement

La CCSN rend les données sur les rejets de radionucléides plus facilement accessibles au public dans le cadre de son engagement à l’égard de la transparence et de l’ouverture ainsi que de son mandat visant à diffuser cette information au public. La présente annexe reflète l’engagement continu de fournir des données, dans le cadre des rapports de surveillance réglementaire, sur les rejets annuels totaux de radionucléides.

Le personnel de la CCSN a commencé à publier les rejets annuels de radionucléides dans l’environnement provenant des installations nucléaires dans la section consacrée à la CCSN du Portail du gouvernement ouvert.

Installations de traitement de l’uranium

Les rejets directs de radionucléides dans l’environnement provenant des installations de raffinage, de fabrication et de conversion du combustible d’uranium se limitent principalement aux rejets d’uranium dans l’atmosphère. Comme l’uranium est plus toxique sur le plan chimique que sur le plan radiologique, les rejets sont surveillés en tant qu’uranium total. Par conséquent, la charge annuelle est déclarée en kilogrammes. Parmi ces installations, seule la raffinerie de Blind River, appartenant à Cameco, rejette directement des radionucléides dans les eaux de surface, en l’occurrence l’uranium et le radium 226.

Tableau G-1 : Charge annuelle totale de radionucléides pertinents rejetés dans l’atmosphère ou les eaux de surface par les installations de traitement de l’uranium, de 2016 à 2020
Installation et année Rejets annuels d’uranium dans l’air (kg) Rejets annuels d’uranium sous forme d’effluents liquides dans les eaux de surface (kg) Rejets totaux de radium 226 sous forme d’effluents liquides dans les eaux de surface (MBq)
Raffinerie de Blind River
2016 1,0 1,2 0,92
2017 0,8 1,9 1,04
2018 1,2 1,9 1,05
2019 2,0 2,7 2,10
2020 4,8 2,8 1,40
Installation de conversion de Port Hope
2016 34,3 S.O. S.O.
2017 31,5 S.O. S.O.
2018 34,1 S.O. S.O.
2019 48,5 S.O. S.O.
2020 44,4 S.O. S.O.
Cameco Fuel Manufacturing
2016 0,73 S.O. S.O.
2017 0,58 S.O. S.O.
2018 1,26 S.O. S.O.
2019 1,09 S.O. S.O.
2020 0,92 S.O. S.O.
BWXT Nuclear Energy Canada Inc. Toronto
2016 0,0108 S.O. S.O.
2017 0,0074 S.O. S.O.
2018 0,0063 S.O. S.O.
2019 0,0071 S.O. S.O.
2020 0,0080 S.O. S.O.
BWXT Nuclear Energy Canada Inc. Peterborough
2016 0,000004 S.O. S.O.
2017 0,000002 S.O. S.O.
2018 0,000002 S.O. S.O.
2019 0,000004 S.O. S.O.
2020 0,000003 S.O. S.O.

MBq = mégabecquerels; S.O. = sans objet

Installations de traitement des substances nucléaires

SRB Technologies (Canada) Inc.

Les rejets directs de SRBT dans l’environnement se limitent aux rejets atmosphériques de tritium. Il n’y a aucun rejet direct dans les eaux de surface.

Tableau G-2 : Charge annuelle totale de radionucléides pertinents rejetés dans l’atmosphère, SRBT, de 2016 à 2020
Année Tritium
Eau tritiée ou HTO (GBq) Tritium élémentaire ou T2 (GBq)
2016 6,29E+03 2,27E+04
2017 7,20E+03 1,76E+04
2018 1,07E+04 2,24E+04
2019 1,19E+04 1,99E+04
2020 9,75E+03 1,54E+04

GBq = gigabecquerels; HTO = oxyde de tritium hydrogéné; T2 = gaz tritié

Nordion (Canada) Inc.

Les rejets directs de radionucléides de Nordion dans l’environnement se limitent aux rejets atmosphériques.

Tableau G-3 : Charge annuelle totale de radionucléides pertinents rejetés dans l’atmosphère, Nordion, de 2016 à 2020
Année Cobalt 60 (GBq) Iode 125 (GBq) Iode 131 (GBq) Xénon 133 (GBq) Xénon 135 (GBq) Xénon 135m (GBq)
2016 0,006 0,21 0,35 7 277 4 299 5 421
2017 0,0034 0,0012 0,0008 0 0 0
2018 0,002 0 0,006 0 0 0
2019 0,00002 0 0 0 0 0
2020 0 0 0 0 0 0

GBq = gigabecquerels

Best Theratronics Ltd

BTL ne présente aucun rejet radiologique atmosphérique ou liquide.

Réacteurs de recherche

Réacteur de recherche nucléaire de McMaster

Les rejets directs dans l’environnement au réacteur de recherche nucléaire de McMaster se limitent à de modestes rejets résiduels dans l’atmosphère. Il n’y a aucun rejet direct dans les eaux de surface.

Tableau G-4 : Rejets annuels totaux dans l’atmosphère par le réacteur de recherche nucléaire de McMaster, de 2016 à 2020
Année Argon 41 (Bq) Iode 125 (Bq) Activité bêta/gamma brute (Bq)
2016 7,1E+11 2,5E+08 5,0E+05
2017 6,9E+11 8,2E+08 1,3E+06
2018 7,7E+11 4,0E+08 1,9E+05
2019 8,4E+11 1,3E+08 6,4E+05
2020 6,9E+11 1,3E+08 3,6E+05

Bq = becquerels

Réacteur SLOWPOKE-2 de l’École Polytechnique de Montréal

Les rejets radiologiques dans l’atmosphère de l’installation étaient négligeables, et ses rejets radiologiques sous forme d’effluents liquides étaient nulles.

Réacteur SLOWPOKE-2 du Collège militaire royal du Canada

Les rejets radiologiques dans l’atmosphère de l’installation étaient négligeables, et ses rejets radiologiques sous forme d’effluents liquides étaient nulles.

Réacteur SLOWPOKE-2 du Saskatchewan Research Council

Les rejets radiologiques dans l’atmosphère de l’installation étaient négligeables, et ses rejets radiologiques sous forme d’effluents liquides étaient nulles.

H. Données sur la dose au public

La présente annexe contient des renseignements sur la dose estimée au public à proximité des ITUSN et réacteurs de recherche. Les limites de rejets réglementaires, aussi appelées limites de rejet dérivées (LRD), sont des rejets calculés pour chaque site qui, s’ils sont dépassés, exposent un membre du public du groupe le plus susceptible d’être exposé à une dose engagée égale à la limite de dose réglementaire annuelle de 1 mSv/an en vertu du paragraphe 1(3) du Règlement sur la radioprotection [8]. Les LRD sont calculées selon la norme CSA N288.1-F14, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires [18].

Compte tenu du fait que les rejets radioactifs de tous les sites visés par le présent RSR ont représenté une faible fraction des LRD applicables à ces sites, la contribution de ces rejets à la dose au public demeure une fraction très faible de la limite prescrite pour la population générale.

Le tableau H-1 présente une comparaison des doses au public pour les ITUSN et les réacteurs de recherche. À la RBR et Nordion, la dose au public a augmenté en 2020 par comparaison avec les années antérieures en raison des nouvelles valeurs de LRD qui y ont été appliquées.

Tableau H-1 : Tableau de comparaison des doses au public (mSv), installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires et réacteurs de recherche, de 2016 à 2020
Installation Année Limite réglementaire
2016 2017 2018 2019 2020
RBR 0,005 0,005 0,005 0,005 0,009 1 mSv/an
ICPH 0,020 0,153Note de bas de page 9 0,173 0,127 0,117
CFM 0,023 0,022 0,030 0,027 0,020
BWXT-NEC Toronto 0,0007 0,0175 0,0004 0,023 0,0057
BWXT-NEC Peterborough < 0,001 < 0,001 < 0,001 0,0115 < 0,001
SRBT 0,0046 0,0033 0,0038 0,0021 0,0024
Nordion 0,0021 0,000052 0,000067 0,00087 0,00122
BTLNote de bas de page 10 S.O. S.O. S.O. S.O. S.O.
Installations dotées de réacteurs SLOWPOKE-2 (Polytechnique Montréal, CMRC, SRC)Note de bas de page 11 0,00008 0,00008 0,00008 0,00008 0,00008
RNM < 0,001 < 0,001 < 0,001 < 0,001 < 0,001

S.O. = sans objet; mSv = millisieverts

I. Données environnementales

La présente annexe fournit des données environnementales pour les ITUSN et les réacteurs de recherche.

Raffinerie de Blind River

Émissions atmosphériques

La RBR surveille l’uranium, les oxydes d’azote (NOx), l’acide nitrique (HNO3) et les matières particulaires rejetées par ses cheminées. Les résultats de la surveillance présentés au tableau I-1 démontrent que les émissions atmosphériques provenant de l’installation continuent de faire l’objet d’un contrôle efficace et qu’elles sont constamment demeurées bien inférieures à leurs limites respectives autorisées par le permis de 2016 à 2020. Aucun seuil d’intervention pour les émissions atmosphériques n’a été dépassé en 2020.

Tableau I-1 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques (moyennes annuelles), RBR, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Limite aux termes du permis
Captage des poussières et cheminée d’évacuation : uranium (kg/h) 0,00005 0,00004 0,00005 0,00005 0,00005 0,1
Cheminée de l’absorbeur : uranium (kg/h) 0,00001 0,00001 0,00001 0,00001 0,00001 0,1
Cheminée de l’incinérateur : uranium (kg/h) < 0,00001 < 0,00001 < 0,00001 < 0,00001 < 0,00001 0,01
NOX + HNO3 (kg NO2/h) 1,6 1,8 2,3 3,3 3,2 56,0
Matières particulaires (kg/h) 0,006 0,008 0,010 0,012 0,010 11,0

HNO3 = acide nitrique; NO2 = dioxyde d’azote; NOx = oxydes d’azote

Remarque : Les résultats inférieurs à la limite de détection sont indiqués par le symbole « < ».

Effluents liquides

À la RBR, trois sources d’effluents liquides sont autorisées : effluents de l’installation, ruissellement des eaux pluviales et effluents de l’usine de traitement des eaux usées. Ces effluents sont recueillis dans des lagunes et, au besoin, traités avant leur rejet dans le lac Huron. Cameco contrôle les concentrations d’uranium, de radium 226 et de nitrates ainsi que le pH dans les effluents liquides pour démontrer qu’ils respectent leurs limites autorisées respectives. Aucun seuil d’intervention pour les effluents liquides n’a été dépassé à quelque moment que ce soit en 2020.

Le tableau I-2 présente un résumé des moyennes des résultats de la surveillance de 2016 à 2020. En 2020, les rejets liquides par l’installation sont demeurés inférieurs à leurs limites respectives autorisées dans le permis.

Tableau I-2 : Résultats de la surveillance des effluents liquides (moyennes annuelles), RBR, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Limite aux termes du permis
Uranium (mg/L) 0,01 0,01 0,01 0,01 0,01 2
Nitrates (mg/L) 11 14 20 21 19 1 000
Radium 226 (Bq/L) 0,01 0,01 0,01 0,01 0,01 1
pH (min) 7,3 7,3 7,3 7,2 7,0 Min. 6,0
pH (max) 8,6 8,2 8,5 8,4 8,4 Max. 9,5

Bq/L = becquerels par litre; mg/L = milligrammes par litre

Uranium dans l’air ambiant

Le réseau d’échantillonnage de Cameco autour de la RBR a révélé que les concentrations d’uranium dans l’air ambiant restent constamment faibles. En 2020, la concentration maximale mesurée d’uranium dans l’air ambiant s’élevait à 0,0077 μg/m3 (cour est), ce qui est bien inférieur aux critères de qualité de l’air ambiant du MEPNP pour l’uranium, soit 0,03 μg/m3 [19].

Surveillance des eaux souterraines

Cameco dispose d’un programme de surveillance des eaux souterraines exhaustif comptant 35 puits de surveillance autour de l’installation, soit 14 puits à l’intérieur de la clôture périphérique et 21 puits à l’extérieur. Bien qu’aucun des puits de surveillance des eaux souterraines ne sert à l’approvisionnement en eau potable, leurs concentrations d’uranium en 2020 étaient toutes inférieures aux Recommandations pour la qualité de l’eau potable au Canada (RQEPC) pour l’uranium de Santé Canada [20].

La concentration moyenne d’uranium dans tous les échantillons d’eaux souterraines analysés a diminué en 2020 par rapport à 2019, comme le montre le tableau I-3. Cette diminution est attribuable en partie à la baisse de la concentration d’uranium enregistrée au puits de surveillance 22, qui se trouve tout juste au sud du bâtiment principal de l’usine d’UO3, à l’extérieur de la zone de calcination. Les résultats au puits 22 demeurent relativement stables, se chiffrant entre 7 et 14 µg/L.

Tableau I-3 : Résultats annuels de la surveillance des eaux souterraines, RBR, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 RQEPCNote de bas de page 12
Concentration moyenne d’uranium (µg/L) 1,3 1,2 2,3 2,0 1,4 20
Concentration maximale d’uranium (µg/L) 14,0 11,0 27,0 14,0 14,0

RQEPC = Recommandations pour la qualité de l’eau potable au Canada; µg/L = microgrammes par litre

En 2020, on a réalisé une analyse des écarts entre le programme de protection des eaux souterraines de la RBR et la norme CSA N288.7-F15, Programmes de protection des eaux souterraines aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium [21]. D’ici août 2021, Cameco présentera son programme de protection des eaux souterraines actualisé en vue de corriger les lacunes relevées et de se conformer aux exigences de la norme CSA N288.7-F15 [21].

Surveillance des eaux de surface

Cameco continue de surveiller les concentrations d’uranium, de nitrates et de radium 226 ainsi que le pH des eaux de surface à l’emplacement du diffuseur de sortie de la RBR dans le lac Huron. Les concentrations d’uranium, de nitrates et de radium 226 ainsi que le pH du lac sont demeurés bien inférieurs aux Recommandations canadiennes pour la qualité des eaux : protection de la vie aquatique [22] du Conseil canadien des ministres de l’environnement (CCME). Le tableau I-4 présente les résultats de la surveillance des eaux de surface.

Tableau I-4 : Résultats de la surveillance des eaux de surface au diffuseur de sortie dans le lac Huron, RBR, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Recommandations du CCME
Uranium (µg/L) Moyenne < 0,8 < 0,7 < 0,7 < 0,7 < 0,7 15
Maximum < 0,8 < 0,7 < 0,7 < 0,7 < 0,7
Nitrates (mg/L sous forme de N) Moyenne 0,2 0,2 0,1 0,2 0,2 13
Maximum 0,2 0,2 0,2 0,2 0,2
Radium 226 (Bq/L) Moyenne < 0,005 0,008 < 0,005 0,008 < 0,005 S.O.
Maximum < 0,005 0,008 < 0,005 0,008 < 0,005
pH Moyenne 7,3 8,0 8,1 8,0 7,9 6,5-9,0
Maximum 7,7 8,3 8,2 8,3 7,9

Bq/L = becquerels par litre; CCME = Conseil canadien des ministres de l’environnement; mg/L = milligrammes par litre; µg/L = microgrammes par litre

Remarque : Les résultats inférieurs à la limite de détection sont indiqués par le symbole « < ».

Surveillance des sols

Cameco prélève des échantillons de sol à une profondeur de 0 à 5 cm chaque année et à une profondeur de 5 à 15 cm tous les cinq ans afin de surveiller les concentrations d’uranium dans le sol de surface pour déterminer les effets à long terme des émissions atmosphériques sur la qualité du sol, l’uranium en suspension dans l’air se déposant sur le sol à proximité de la RBR. Les résultats de la surveillance des sols en 2020 sont demeurés du même ordre que les concentrations détectées les années précédentes, comme le montre le tableau I-5; c’est‑à‑dire que les concentrations d’uranium dans le sol ne semblent pas avoir augmenté à proximité de l’installation.

Les concentrations maximales d’uranium dans le sol mesurées à proximité de l’installation correspondaient aux concentrations de fond en Ontario (au plus 2,5 μg/g) et étaient bien inférieures à 23 μg/g, soit la recommandation la plus restrictive établie par le CCME pour la qualité du sol en ce qui concerne l’uranium (pour les terrains résidentiels et les parcs) [23]. Ces données démontrent que les activités actuelles de la RBR ne contribuent pas à l’accumulation d’uranium dans le sol environnant, et qu’on ne prévoit aucun effet néfaste sur les récepteurs humains et environnementaux pertinents.

Tableau I-5 : Résultats de la surveillance des sols (profondeur de 0 à 5 cm), RBR, µg/g, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Recommandations du CCME
Concentration moyenne d’uranium dans un rayon de 1 000 m 1,5 1,6 2,0 2,1 1,4 23
Concentration moyenne d’uranium au-delà de 1 000 m 0,5 0,6 0,7 1,0 0,7
Concentration maximale d’uranium 2,9 2,8 3,7 3,8 2,5

CCME = Conseil canadien des ministres de l’environnement; µg/g = microgrammes par gramme

Surveillance du rayonnement gamma

Une partie de la dose radiologique au public provenant des activités de la RBR est due à des sources de rayonnement gamma. Il est donc essentiel de contrôler les débits de dose efficace dus au rayonnement gamma à la clôture périphérique du site principal de la RBR et sur le terrain de golf voisin (l’emplacement récepteur critique), afin de s’assurer que l’exposition potentielle au rayonnement gamma respecte le principe ALARA. Cameco continue de posséder et de contrôler le terrain tout juste à l’extérieur de la clôture périphérique de l’installation. Par conséquent, Cameco établit un seuil d’intervention pour les débits de dose de rayonnement gamma de 1,0 µSv/h à la clôture nord seulement, car l’emplacement récepteur critique pour la composante gamma de la dose au public est le terrain de golf voisin, qui se trouve au nord du site de la RBR. Cameco emploie des dosimètres environnementaux, qui sont remplacés chaque mois, pour mesurer les débits de dose efficaces dus au rayonnement gamma. En 2020, les doses mensuelles maximales de rayonnement gamma mesurées à la clôture du site de la RBR étaient de 0,55 µSv/h (est), 0,30 µSv/h (nord), 0,90 µSv/h (sud) et 1,02 µSv/h (ouest). Tous les résultats mesurés à la clôture nord en 2020 étaient inférieurs au seuil d’intervention. Ces mesures indiquent que les débits de dose de rayonnement gamma sont contrôlés et que le public et les Nations et communautés autochtones sont protégés.

Installation de conversion de Port Hope

Émissions atmosphériques

Cameco surveille les rejets d’uranium, de fluorures et d’ammoniac provenant des cheminées de l’ICPH. Les résultats de la surveillance présentés au tableau I-6 montrent que les émissions atmosphériques de l’installation ont continué d’être contrôlées efficacement, les moyennes annuelles étant restées constamment inférieures aux limites respectives prévues dans le permis de 2016 à 2020.

Tableau I-6 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques (moyenne quotidienne annuelle), ICPH, de 2016 à 2020
Emplacement Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Limite aux termes du permis
Usine d’UF6 Uranium (kg/h) 0,0012 0,0011 0,0014 0,0027 0,0025 0,28
Fluorures (kg/h) 0,0100 0,021 0,030 0,018 0,028 0,65
Usine d’UO2 Uranium (kg/h) 0,0010 0,0005 0,0007 0,0008 0,0006 0,24
Ammoniac (kg/h) 1,7 1,4 1,7 2,1 2,0 58

UO2 = dioxyde d’uranium; UF6 = hexafluorure d’uranium

Il est survenu un seul dépassement d’un seuil d’intervention pour les émissions de fluorures le 13 juillet 2020, à la suite du grillage d’une vanne d’entrée du fluor. Ce dépassement de seuil d’intervention est décrit à la sous-section visant les seuils d’intervention de la section 6.7.

Effluents liquides

Le permis d’exploitation de Cameco ne permet pas à l’ICPH de rejeter d’effluents d’eaux usées de procédé. En 2020, l’ICPH n’a rejeté aucun effluent liquide de procédé. Cameco continue de recueillir et de faire évaporer ses effluents liquides de procédé plutôt que de les rejeter.

L’ICPH rejette des effluents liquides qui ne proviennent pas de procédés, par exemple l’eau de refroidissement et les égouts sanitaires. Cameco surveille ces rejets conformément aux exigences d’autres organismes de réglementation compétents en la matière. En 2016 et au début de 2017, dans le cadre du processus de renouvellement de permis, un seuil d’intervention quotidien de 100 µg d’uranium par litre (U/L) pour les rejets dans les égouts sanitaires et une limite mensuelle moyenne de 275 µg U/L ont été définis et acceptés. Le seuil d’intervention pour les égouts sanitaires a été dépassé à de multiples reprises de 2017 à 2019; toutefois, grâce aux mesures correctives prises par Cameco en réponse à ces dépassements, il n’est survenu qu’un seul dépassement du seuil d’intervention pour les égouts sanitaires en 2020. Ce dépassement de seuil d’intervention est décrit à la sous‑section visant les seuils d’intervention de la section 6.7.

Le personnel de la CCSN a conclu que, en 2020, Cameco a satisfait à l’exigence de son permis de ne pas rejeter d’effluents dans les eaux usées et de maintenir les rejets dans les égouts sanitaires en deçà de leurs limites de rejets respectives.

Uranium dans l’air ambiant

Cameco mesure l’uranium présent dans l’air ambiant sous forme de matières particulaires totales en suspension (MPTS) à plusieurs emplacements autour du site de l’ICPH afin de confirmer l’efficacité des systèmes de réduction des émissions et de surveiller l’incidence de l’installation sur l’environnement. En 2020, la concentration annuelle moyenne maximale d’uranium dans l’air ambiant mesurée (parmi les stations d’échantillonnage) s’élevait à 0,003 μg/m3, ce qui est bien inférieur aux critères de qualité de l’air ambiant du MEPNP pour l’uranium, soit 0,03 μg/m3 [19].

Aux termes d’une exigence de suivi de l’évaluation environnementale du projet Vision in Motion, Cameco surveille la génération de poussière durant l’exécution des activités d’excavation du sol. Elle a signalé en tout dix dépassements des MPTS dans les échantillonneurs à grand débit des stations de surveillance de l’air ambiant en 2020. Les mesures étaient supérieures aux critères de visibilité pour les MPTS d’Environnement et Changement climatique Canada et du MEPNP, soit 120 µg/m3. Les résultats élevés ont été attribués aux conditions sèches et aux forts vents combinés aux activités de remise en état exécutées à proximité de la propriété de Cameco. Il n’y a eu aucune incidence sur l’environnement ou sur la santé et la sûreté des personnes.

Surveillance des eaux souterraines

Le programme de surveillance à long terme des eaux souterraines de l’ICPH comprend la surveillance du niveau des eaux souterraines et le prélèvement d’échantillons dans certains puits. Cameco prélève des échantillons d’eaux souterraines aux fins de vérification de la qualité à l’ICPH dans les puits de surveillance suivants :

  • 12 puits de pompage actifs, chaque mois
  • 52 puits de surveillance dans les morts-terrains (sol), chaque trimestre
  • 17 puits de surveillance dans le substrat rocheux, chaque année

Les puits de pompage et de traitement fonctionnent comme prévu. L’exploitation du système de pompage et de traitement a permis de capturer les panaches de contaminants provenant de sous l’empreinte de l’usine d’UF6. Les systèmes de pompage et de traitement continuent de réduire la masse de contaminants des eaux souterraines qui pénètre dans le port, à des débits semblables à ceux des années antérieures, comme le montre le tableau I-7.

Tableau I-7 : Masse (kg) de contaminants retirés par les puits de pompage, ICPH, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020
Uranium 22,8 34,0 27,0 27,0 22,0
Fluorures 36,9 61,0 57,0 47,0 47,0
Ammoniac 73,6 70,0 66,0 39,0 23,0
Nitrates 42,6 56,0 124,0 69,0 60,0
Arsenic 1,9 3,0 1,0 0,5 0,64

En 2020, on a réalisé une analyse des écarts entre le programme de protection des eaux souterraines de l’ICPH et la norme CSA N288.7-F15 [21]. D’ici octobre 2021, Cameco présentera son programme de protection des eaux souterraines actualisé en vue de corriger toute lacune relevée et de se conformer aux exigences de la norme CSA N288.7-F15 [21].

Surveillance des eaux de surface

La qualité des eaux de surface dans le port adjacent à l’ICPH est surveillée depuis 1977 par l’analyse d’échantillons prélevés dans la prise d’eau de refroidissement, côté sud, près de l’embouchure de la rivière Ganaraska. La qualité des eaux de surface présente une tendance à l’amélioration au fil des ans, depuis 1977, et de très faibles concentrations d’uranium.

Les eaux de surface dans le port sont échantillonnées à 13 emplacements sur une base trimestrielle. Cette activité comprend le prélèvement d’échantillons tout juste sous la surface de l’eau et au-dessus de la couche de sédiments du port à chaque emplacement. À compter de 2018, l’accès à ces emplacements d’échantillonnage a été restreint, en raison des activités d’assainissement du port menées par les LNC. Toutefois, l’ICPH a poursuivi sa surveillance permanente de la prise d’eau de refroidissement située dans le port de Port Hope, près de l’embouchure de la rivière Ganaraska. Étant donné sa proximité avec la sortie du port, la prise d’eau de refroidissement fournit une bonne indication de la qualité globale de l’eau dans le port de Port Hope dans des conditions de référence ou normales. Des circonstances inhabituelles, telles que la rupture du mur du bassin d’évitage ouest en 2018 ainsi que les travaux d’isolement et d’assainissement menés par les LNC dans le port, ont influencé la qualité de l’eau. Le tableau I-8 fournit les concentrations annuelles maximales et moyennes d’uranium, de fluorures, de nitrates et d’ammoniac, surveillées dans l’eau du port de 2016 à 2020. En 2020, les concentrations maximales d’uranium à la prise d’eau de refroidissement étaient à la baisse par rapport aux années antérieures.

Tableau I-8 : Qualité de l’eau du port, ICPH, de 2016 à 2020
Paramètre Valeur 2016 2017 2018 2019 2020 Recommandations du CCME
Uranium (µg/L) Moyenne 2,6 3,3 5,2 5,1 5,0 15
Maximum 10 8,8 31 46 12
Fluorures (mg/L) Moyenne 0,15 0,19 0,16 0,092 0,09 0,12
Maximum 0,22 0,29 0,36 0,18 0,15
Nitrates (mg/L) Moyenne 0,85 1,0 1,0 0,95 0,92 13
Maximum 1,6 2,2 1,8 1,6 1,7
Ammoniac + ammonium (mg/L) Moyenne 0,16 0,18 0,13 0,031 0,014 0,3
Maximum 0,58 0,40 0,47 0,21 0,14

CCME = Conseil canadien des ministres de l’environnement; mg/L = milligrammes par litre; µg/g = microgrammes par gramme

Surveillance des sols

Le programme de surveillance des sols de Cameco comporte cinq stations de surveillance situées au-delà de la clôture périphérique de l’installation à Port Hope. Trois de ces sites se trouvent dans un rayon de 0 à 500 m de l’installation, tandis que les deux autres sites de surveillance se trouvent dans un rayon de 500 à 1000 m et de 1000 à 1500 m, respectivement. Une de ces stations se trouve dans une cour adjacente à l’installation de traitement des eaux, sur un terrain assaini avec du sol propre pour éviter une interférence due à la contamination historique des sols par l’uranium. Cameco prélève chaque année des échantillons à différentes profondeurs dans le profil du sol afin de déterminer si les concentrations d’uranium ont changé par rapport aux résultats des échantillons précédents.

Les concentrations moyennes d’uranium dans le sol mesurées en 2020 sont restées similaires à celles des années précédentes. On peut en conclure que les émissions d’uranium dues aux activités actuelles de l’ICPH n’ont pas contribué à l’accumulation d’uranium dans le sol. Le tableau I-9 présente les résultats de l’échantillonnage des sols dans la cour adjacente à l’usine de traitement des eaux de 2016 à 2020. Les résultats sont bien inférieurs aux Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : environnement et santé humaine [22] du CCME les plus restrictives pour les terrains résidentiels et les parcs (23 μg/g) et correspondent à la fourchette des concentrations de fonds en Ontario (au plus 2,5 µg/g).

Cameco s’est engagée à maintenir ses cinq stations actuelles de surveillance des sols et à communiquer les résultats chaque année à la CCSN. Les activités de remise en état, dans le cadre de l’Initiative dans la région de Port Hope, permettront à Cameco de revoir l’emplacement de ses stations de surveillance des sols dans toute la collectivité de Port Hope.

Tableau I-9 : Concentrations d’uranium dans la cour adjacente à l’usine de traitement des eaux assainies avec du sol propre (µg/g), ICPH, de 2016 à 2020
Profondeur du sol (cm) 2016 2017 2018 2019 2020 Recommandations du CCME
0-5 1,2 0,8 0,91 0,82 0,91 23
5-10 1,1 0,8 0,85 0,74 0,84
10-15 1,0 0,9 0,98 0,80 0,81

CCME = Conseil canadien des ministres de l’environnement; µg/g = microgrammes par gramme

Surveillance des fluorures

L’effet des émissions de fluorures par l’ICPH sur l’environnement est mesuré chaque saison de croissance. Des spécimens de végétaux sensibles aux fluorures sont alors prélevés et analysés afin d’en déterminer la concentration en fluorures. Le programme d’échantillonnage de la végétation a été modifié en 2017, lorsque les emplacements d’échantillonnage ont été normalisés en fonction de la présence d’érables du Manitoba, où des groupes d’arbres à proximité de l’ICPH ont fait l’objet d’échantillons composites plutôt que d’échantillons provenant d’un seul emplacement. Les résultats de 2020, montrés au tableau I-10, restent nettement inférieurs à la « limite supérieure de la norme » établie dans les recommandations du MEPNP à 35 parties par million (ppm).

Tableau I-10 : Concentration de fluorures dans la végétation locale, ICPH, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Recommandations du MEPNP*
Fluorures dans la végétation (ppm) 3,0 11,0 5,0 5,0 5,0 35

MEPNP = ministère de l’Environnement, de la Protection de la nature et des Parcs de l’Ontario; ppm = parties par million

*« limite supérieure de la norme » établie dans les recommandations du MEPNP

Surveillance du rayonnement gamma

Une partie de la dose radiologique au public provenant des activités de l’ICPH est due à des sources de rayonnement gamma. Il est donc essentiel de contrôler les débits de dose efficace dus au rayonnement gamma à la clôture périphérique des deux sites de l’ICPH (site 1 et site 2), afin de s’assurer que l’exposition potentielle au rayonnement gamma respecte le principe ALARA. Les débits de dose efficace de rayonnement gamma pour les deux sites sont mesurés au moyen de dosimètres environnementaux fournis par un service de dosimétrie autorisé dans des emplacements de surveillance précis à la clôture périphérique.

Le tableau I-11 présente la moyenne annuelle des doses de rayonnement gamma en 2016. Le tableau I-12 montre les doses de rayonnement gamma mensuelles maximales en 2017, 2018, 2019 et 2020. Les résultats de 2016 sont présentés dans un tableau distinct, en raison de l’inclusion en 2017 d’un emplacement de surveillance du rayonnement gamma à la clôture périphérique plus près de l’installation que celui utilisé antérieurement dans les calculs de la dose au public. En raison de cette modification, les résultats obtenus à partir de 2017 ne devraient pas être comparés à ceux des années précédentes. Les mesures indiquent que les débits de dose de rayonnement gamma respectent le principe ALARA et que le public est protégé.

Le seuil d’intervention pour le rayonnement gamma à la clôture périphérique a été dépassé à deux reprises à la station 31, soit les 30 avril et 31 mai 2020. Ces dépassements de seuil d’intervention sont décrits à la sous-section visant les seuils d’intervention de la section 6.7.

Tableau I-11 : Résultats de la surveillance du rayonnement gamma, moyenne annuelle, ICPH, 2016
Paramètre 2016 Limite aux termes du permis
Site 1 (installation principale) (μSv/h) 0,005 0,14
Site 2 (rue Dorset) (μSv/h) 0,054 0,40

µSv/h = microsieverts par heure

Tableau I-12, Résultats de la surveillance du rayonnement gamma, dose mensuelle maximale, ICPH, de 2017 à 2020
No de station et site 2017 2018 2019 2020 Limite aux termes du permis
Station 2 – Sites 1 et 2 (µSv/h) 0,25 0,26 0,20 0,20 0,57
Station 13Note de bas de page 13/10 – Site 1 (µSv/h) 0,0312 0,0712 0,012/0,05 0,11 0,4012/0,61
Station 21 – Site 2 (µSv/h) 0,08 0,07 0,06 0,09 0,26

µSv/h = microsieverts par heure

Cameco Fuel Manufacturing Inc.

Émissions atmosphériques

Cameco a continué de surveiller les émissions d’uranium dans l’atmosphère générées par l’installation. Les résultats de la surveillance présentés au tableau I-13 montrent que les émissions des cheminées et des systèmes de ventilation et d’évacuation des bâtiments de l’installation ont continué d’être contrôlées efficacement, les moyennes annuelles demeurant constamment bien inférieures aux limites autorisées de 2016 à 2020.

Tableau I-13 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques, CFM, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Limite aux termes du permis
Rejets totaux d’uranium par les cheminées (kg/an) 0,03 0,01 0,01 0,004 0,01 14
Rejets totaux d’uranium par le système de ventilation et d’évacuation du bâtiment (kg/an) 0,70 0,57 1,25 1,09 0,92

Depuis 2018, on a calculé les rejets annuels d’uranium par le système de ventilation et d’évacuation du bâtiment en additionnant les valeurs de rejet quotidiennes, pour obtenir la quantité totale pour l’année. Ce mode de calcul a été intégré dans le nouveau logiciel de surveillance environnementale de l’installation de CFM et reflète mieux les opérations quotidiennes que l’utilisation d’un résultat moyen. Auparavant, la valeur annuelle était calculée en additionnant les résultats trimestriels (2016 et 2017) et en utilisant la moyenne annuelle (2015). Les résultats annuels depuis 2018 sont donc plus élevés que ceux des années précédentes en raison du nombre de jours utilisé dans le calcul annuel par rapport au nombre de jours utilisé dans le calcul trimestriel. La somme des valeurs quotidiennes est plus représentative des émissions réelles par le système de ventilation du bâtiment. Aucun seuil d’intervention visant les émissions atmosphériques n’a été dépassé à quelque moment que ce soit en 2020.

Effluents liquides

Après la collecte des effluents liquides générés par les procédés de production, on utilise un évaporateur pour éliminer la majeure partie de l’uranium. Le liquide ainsi condensé est échantillonné et analysé avant d’être rejeté de façon contrôlée dans une canalisation d’égout sanitaire. Cameco continue de surveiller les rejets d’uranium sous forme d’effluents liquides par l’installation. Les résultats de la surveillance présentés au tableau I-14 montrent que les effluents liquides produits par l’installation en 2020 sont constamment demeurés bien inférieurs aux limites autorisées et ont continué d’être contrôlés de façon efficace. Aucun seuil d’intervention pour les effluents liquides n’a été dépassé à quelque moment que ce soit en 2020.

Tableau I-14 : Résultats de la surveillance des effluents liquides, CFM, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Limite aux termes du permis
Rejet total d’uranium dans les égouts (kg/an) 0,85 0,64 0,84 0,39 0,34 475

Uranium dans l’air ambiant

Cameco utilise des échantillonneurs d’air à grand débit pour mesurer les concentrations d’uranium dans l’air aux points d’impact des panaches de cheminées. Les échantillonneurs sont situés côtés est, nord, sud-ouest et nord-ouest de l’installation. En 2020, les résultats obtenus au moyen de ces échantillonneurs ont indiqué que la concentration moyenne annuelle maximale d’uranium dans l’air ambiant (parmi les stations d’échantillonnage) était de 0,0024 μg/m3. Ces résultats sont bien inférieurs aux Critères de qualité de l’air ambiant du MEPNP pour l’uranium, soit 0,03 μg/m3 [20].

Surveillance des eaux souterraines

CFM dispose d’un réseau de 70 puits de surveillance, dont 43 puits dans les morts-terrains, 23 puits dans le substrat rocheux peu profond et 4 puits dans le substrat rocheux profond. Les eaux souterraines font l’objet d’une surveillance sur le site deux fois par année depuis 1999, et au plus dix puits de pompage et deux puisards étaient en exploitation en 2020. Le tableau I-15 présente les concentrations annuelles moyennes et maximales d’uranium dissout dans les eaux souterraines de 2016 à 2020.

Tableau I-15 : Concentrations d’uranium dissout dans les eaux souterraines, CFM, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Norme du ME
Concentration moyenne d’uranium dissout (µg/L) 58 73 78 115 107 420
Concentration maximale d’uranium dissout (µg/L) 1700 1900 2200 2300 2100

ME = ministère de l’Environnement de l’Ontario; µg/L = microgrammes par litre

Les dépassements par rapport à la norme du ME [24] sont survenus aux trois mêmes emplacements de puits de surveillance chaque année et sont attribuables à des répercussions historiques sur le sol du site. Dans la direction de l’écoulement des eaux souterraines, le périmètre de la propriété la plus proche (non résidentielle) se trouve à environ 120 à 140 m de ces trois puits de surveillance. Le potentiel de migration hors site d’uranium par le biais de l’écoulement des eaux souterraines est très faible. Les résultats de la surveillance des eaux souterraines ont permis de confirmer que les activités actuelles ne contribuent pas aux concentrations d’uranium dans les eaux souterraines sur la propriété visée par le permis.

En 2020, on a réalisé une analyse des écarts entre le programme de protection des eaux souterraines de CFM et la norme CSA N288.7-F15 [20]. D’ici octobre 2021, Cameco présentera son programme de protection des eaux souterraines actualisé en vue de corriger toute lacune relevée et de se conformer aux exigences de la norme CSA N288.7-F15 [20].

Surveillance des eaux de surface

En 2020, Cameco a prélevé des échantillons d’eaux de surface à neuf emplacements en avril, juin et octobre. Les échantillons, dont l’analyse visait à détecter la présence d’uranium, ont été prélevés à la fois sur le site de l’installation et sur les propriétés adjacentes.

Les concentrations totales d’uranium dans les eaux de surface étaient conformes aux objectifs provinciaux de qualité de l’eau (OPQE) intérimaires de 5 µg/L [25] dans tous les emplacements d’échantillonnage des eaux de surface à l’exception des emplacements présentant un drainage intermittent SW-4 (avril et août 2020) et SW-9 (avril et août 2020). Tous les échantillons d’eaux de surface respectaient les recommandations à court terme du CCME pour l’uranium de 33 µg/L [22] aux emplacements présentant un drainage intermittent. Il est survenu un seul dépassement des recommandations à long terme du CCME pour l’uranium de 15 µg/L [22] dans l’affluent du ruisseau Gages à l’emplacement SW-9 (avril 2020). Le risque pour l’environnement découlant d’un dépassement des recommandations du CCME pour la qualité de l’eau devrait être minimal compte tenu des hypothèses prudentes et des facteurs de sûreté en fonction desquels les recommandations sont dérivées.

Le personnel de la CCSN continuera de superviser les activités de surveillance de Cameco à proximité de CFM, de manière à confirmer que les concentrations d’uranium demeurent à des niveaux sécuritaires dans les eaux de surface.

Surveillance des sols

Tous les trois ans, Cameco prélève des échantillons de sol à une profondeur de 0 à 5 cm dans 23 emplacements entourant l’installation de CFM. Des échantillons de sol ont été prélevés la dernière fois en 2019, et analysés pour déterminer leur teneur en uranium. Les résultats de la surveillance des sols sont présentés au tableau I-16. La concentration d’uranium moyenne dans le sol en 2019 à proximité de l’installation de CFM était inférieure au rayonnement de fond pour l’Ontario d’au plus 2,5 µg/g. Les concentrations maximales détectées sont attribuables à la contamination historique de Port Hope, qui est connue depuis longtemps et qui continue de faire l’objet d’études environnementales et d’activités de nettoyage. Toutefois, les résultats pour tous les échantillons étaient inférieurs aux Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : environnement et santé humaine du CCME [22] pour l’uranium, qui est de 23 μg/g. Il s’agit de la recommandation la plus restrictive établie; par conséquent, aucun effet néfaste sur les récepteurs humains et environnementaux n’est attendu. Le prochain prélèvement d’échantillons de sols est prévu en 2022.

Tableau I-16 : Résultats de la surveillance des solsNote de bas de page 14, CFM, de 2009 à 2019
Paramètre 2009 2010 2013 2016 2019 Recommandations du CCME
Concentration moyenne d’uranium (µg/g) 5,2 4,5 3,7 2,5 2,4 23
Concentration maximale d’uranium (µg/g) 17,0 21,1 17,4 11,2 7,6 23

CCME = Conseil canadien des ministres de l’environnement; µg/g = microgrammes par gramme

Surveillance du rayonnement gamma

À l’installation de CFM, une partie de la dose radiologique au public est due à des sources de rayonnement gamma. Il est donc essentiel de surveiller les débits de dose efficace dus au rayonnement gamma à la clôture périphérique du site de CFM afin de s’assurer que l’exposition potentielle au rayonnement gamma respecte le principe ALARA. Ces débits de dose sont mesurés au moyen de dosimètres environnementaux fournis par un service de dosimétrie autorisé. En 2020, la moyenne annuelle des mesures de rayonnement gamma à l’emplacement 1 (emplacement du récepteur critique) se chiffrait à 0,006 µSv/h. La moyenne maximale aux autres emplacements de surveillance s’élevait à 0,34 µSv/h. À l’installation de CFM, la limite autorisée du débit de dose de rayonnement gamma à la clôture périphérique est de 0,35 µSv/h à l’emplacement 1 et de 1,18 µSv/h à tous les autres emplacements de surveillance. Il n’y a eu aucun dépassement des limites autorisées en 2020.

En plus des limites autorisées, l’installation de CFM dispose de seuils d’intervention pour le récepteur critique et les autres emplacements. Il n’y a eu aucun dépassement des seuils d’intervention en 2020.

BWXT Nuclear Energy Canada Inc., Toronto et Peterborough

Émissions atmosphériques

Pour assurer le respect des limites autorisées, les émissions atmosphériques des installations de BWXT-NEC sont filtrées et échantillonnées avant leur rejet dans l’air. Le tableau I-17 montre les émissions annuelles maximales d’uranium provenant de BWXT‑NEC Toronto de 2016 à 2020. Le tableau I-18 montre les émissions annuelles maximales d’uranium et de béryllium provenant de BWXT-NEC Peterborough de 2016 à 2020. Les émissions annuelles sont demeurées bien inférieures aux limites autorisées pour les deux installations.

En 2020, BWXT-NEC a établi pour les émissions atmosphériques de nouvelles limites de rejets fondées sur l’exposition (LRFE) qui sont axées sur la concentration et qui tiennent compte des paramètres finaux les plus restrictifs (radiotoxicité et toxicité chimique). Ces LRFE sont indiquées en tant que limites autorisées dans les deux tableaux. Aucun seuil d’intervention visant les émissions atmosphériques n’a été dépassé à quelque moment que ce soit en 2020. Les résultats démontrent que les émissions atmosphériques d’uranium et de béryllium étaient contrôlées de manière efficace.

Tableau I-17 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques (concentrations annuelles maximales), BWXT-NEC Toronto, de 2016 à 2020
Paramètre Cheminée 2016 2017 2018 2019 2020 Limite aux termes du permis
Uranium (µg/m3) Rotoclone 0,355 0,180 0,464 0,077 0,204 65
6H-68 0,145 0,160 0,118 0,111 0,112 47
4H-48 0,500 0,130 0,086 0,037 0,112 97
Fournaise 1 0,105 0,440 0,112 0,081 0,599 437
Fournaise 2/4 0,809 0,150 0,092 0,103 0,158 55
Fournaise 5/6 0,132 0,230 0,467 0,245 0,908 52

µg/m3 = microgrammes par mètre cube

Tableau I-18 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques (concentrations annuelles maximales), BWXT-NEC Peterborough, de 2016 à 2020
Paramètre Cheminée 2016 2017 2018 2019 2020 Limite aux termes du permis
Uranium (µg/m3) R2 Decan 0,012 0,003 0,006 0,014 0,003 410
Béryllium (µg/m3) Nord 0,001 0,001 0,001 0,001 0,001 2,6
Sud 0,001 0,001 0,001 0,001 0,001
Acide 0,002 0,001 0,000 0,000 0,000

µg/m3 = microgrammes par mètre cube

Effluents liquides

Pour assurer le respect des limites autorisées, les eaux usées provenant des installations de BWXT-NEC à Toronto et à Peterborough sont recueillies, filtrées et échantillonnées avant leur rejet dans les égouts sanitaires. Le tableau I-19 présente les concentrations annuelles maximales d’uranium et de béryllium rejetées par BWXT-NEC dans les égouts sanitaires de 2016 à 2020. En 2020, les rejets sont demeurés nettement inférieurs aux limites autorisées, démontrant que les rejets d’effluents liquides étaient contrôlés de manière efficace.

En 2020, BWXT-NEC a établi pour les rejets dans l’eau de nouvelles LRFE qui sont axées sur la concentration et qui tiennent compte des paramètres finaux les plus restrictifs (radiotoxicité, toxicité chimique et protection de la vie aquatique). Ces LRFE sont indiquées en tant que limites autorisées dans les deux tableaux.

Il est survenu de multiples dépassements de seuils d’intervention pour le pH à BWXT-NEC Toronto en 2020. Ces dépassements de seuil d’intervention sont décrits à la sous-section visant les seuils d’intervention de la section 6.7.

Tableau I-19 : Résultats de la surveillance des effluents liquides (concentrations annuelles maximales), mg/L, BWXT-NEC, de 2016 à 2020
Installation Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Limite aux termes du permis
BWXT-NEC Toronto Uranium 2,80 2,56 2,95 2,58 2,79 1000
BWXT-NEC Peterborough Uranium 0,48 0,09 0,03 0,07 0,37 2500
Béryllium 0,0025 0,0054 0,0025 0,0018 0,0091 26

Uranium dans l’air ambiant

L’installation de BWXT-NEC à Toronto utilise cinq échantillonneurs d’air à grand débit pour mesurer la concentration d’uranium dans l’air aux points d’impact des panaches de cheminées. Les résultats obtenus avec ces échantillonneurs montrent que la concentration moyenne annuelle mesurée d’uranium (parmi les stations d’échantillonnage) dans l’air ambiant autour de l’installation en 2020 était inférieure à la limite de détection minimale, et ils sont donc indiqués comme étant nuls. Cela démontre que les résultats sont bien inférieurs aux Critères de qualité de l’air ambiant du MEPNP pour l’uranium, soit 0,03 μg/m3 [20]. Le tableau I-20 présente les résultats de la surveillance de l’air à l’installation de BWXT-NEC à Toronto.

L’installation de BWXT-NEC à Peterborough ne surveille pas l’uranium dans l’air ambiant, car les émissions atmosphériques de l’installation respectent déjà la norme du MEPNP de 0,03 µg/m3 au point de rejet, ce qui élimine la nécessité d’une surveillance supplémentaire de l’air ambiant.

Tableau I-20 : Résultats de la surveillance de l’uranium dans l’air au périmètre, BWXT‑NEC Toronto, de 2016 à 2020Note de bas de page 15
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020
Concentration moyenne (µg/m3) 0,001 0,000 0,000 0,000 0,000

µg/m3= microgrammes par mètre cube

Surveillance des eaux souterraines et de surface

Il n’y a pas de programme de surveillance des eaux souterraines et de surface aux installations de BWXT-NEC. Les effluents liquides provenant des installations de BWXT‑NEC sont échantillonnés et analysés dans le cadre des programmes de surveillance des effluents avant d’être rejetés dans les égouts sanitaires. Il n’y a aucun rejet direct dans les eaux de surface.

Le complexe de GE Hitachi à Peterborough surveille actuellement la présence de BPC et de trichloréthylène (des contaminants historiques qui ne sont pas associés aux activités de BWXT-NEC) dans les eaux de surface et les eaux souterraines.

Compte tenu des faibles concentrations de béryllium et d’uranium dans les eaux de ruissellement et de l’absence de contamination des sols et des eaux souterraines sur le site, les voies d’exposition associées aux eaux souterraines ne constituent également pas des voies d’exposition préoccupantes aux installations de BWXT-NEC à Toronto et à Peterborough, tel qu’il est indiqué dans l’ERE.

Surveillance des sols

BWXT-NEC procède à l’échantillonnage des sols pour détecter la présence d’uranium à son installation de Toronto dans le cadre de son programme de surveillance de l’environnement. En 2020, des échantillons de sol ont été prélevés à 49 emplacements et analysés pour en déterminer la teneur en uranium. Les échantillons ont été prélevés sur le site de l’installation de BWXT-NEC à Toronto, sur des terrains commerciaux situés le long du périmètre sud du site et dans le voisinage résidentiel à proximité. En 2020, les concentrations d’uranium mesurées dans le sol se chiffraient entre < 1,0 µg/g dans les emplacements résidentiels et 17,6 µg/g pour les terrains commerciaux. Peu importe l’emplacement d’échantillonnage (c.-à-d., sur le site, terrains commerciaux et résidentiels), tous les échantillons présentaient des concentrations inférieures aux recommandations les plus rigoureuses pour les sols (c.-à-d., Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : environnement et santé humaine [22] du CCME pour l’uranium sur les terrains industriels, commerciaux et résidentiels et dans les parcs).

En 2020, BWXT-NEC a prélevé des échantillons de sol aux fins de mesure du béryllium à proximité de l’installation de Peterborough, conformément à l’engagement pris par la société dans le cadre de l’audience visant le renouvellement de son permis par la CCSN. Ces échantillons de sol ont été prélevés dans 21 emplacements choisis pour correspondre au PISE de la CCSN.
Parmi les 21 échantillons soumis, 19 présentaient des résultats inférieurs à la limite de détection en laboratoire (< 0,5 µg/g). Les concentrations détectées dans les deux échantillons restants se chiffraient entre 0,5 µg/g et 0,52 µg/g.

Tous les échantillons étaient bien inférieurs aux concentrations de fond de l’Ontario, soit au plus 2,5 µg/g, et bien inférieurs aux Recommandations canadiennes pour la qualité des sols : environnement et santé humaine [22] applicables du CCME. Les mesures se sont chiffrées à 4 mg/kg pour l’environnement et à 75 mg/kg pour la santé humaine.

Les tableaux I-21, I-22, I-23 et I-24 présentent les résultats de l’échantillonnage des sols. Les données démontrent que les activités actuelles de BWXT-NEC à Toronto et à Peterborough ne contribuent pas à l’accumulation d’uranium ou de béryllium dans le sol environnant, et qu’on ne s’attend à aucun effet néfaste pour les récepteurs humains et environnementaux pertinents.

Tableau I-21 : Résultats de la surveillance de l’uranium dans le sol, propriété de BWXT-NEC Toronto, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020
Nombre d’échantillons 1 1 1 1 1
Concentration moyenne d’uranium (µg/g) 1,2 1,7 1,3 1,2 1,3
Recommandations du CCME (µg/g) 300

CCME = Conseil canadien des ministres de l’environnement; µg/g = microgrammes par gramme

Tableau I-22 : Résultats de la surveillance de l’uranium dans le sol, terrains commerciaux, BWXT-NEC Toronto, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020
Nombre d’échantillons 34 34 34 34 34
Concentration moyenne d’uranium (µg/g) 2,7 3,0 2,3 1,5 2,9
Concentration maximale d’uranium (µg/g) 13,6 20,6 11,9 2,8 17,6
Recommandations du CCME (µg/g) 33

CCME = Conseil canadien des ministres de l’environnement; µg/g = microgrammes par gramme

Tableau I-23 : Résultats de la surveillance de l’uranium dans le sol, terrains résidentiels, BWXT-NEC Toronto, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020
Nombre d’échantillons 14 14 14 14 14
Concentration moyenne d’uranium (µg/g) 0,5 1,0 < 1,0 1,1 1,0
Concentration maximale d’uranium (µg/g) 0,7 1,6 < 1,0 1,7 1,0
Recommandations du CCME (µg/g)* 23

CCME = Conseil canadien des ministres de l’environnement; µg/g = microgrammes par gramme

Tableau I-24 : Résultats de la surveillance du béryllium dans le sol, terrains institutionnels ou parcs, BWXT-NEC Peterborough, 2020
Paramètre 2020
Nombre d’échantillons 21
Concentration moyenne de béryllium (µg/g) 0,50
Concentration maximale de béryllium (µg/g) 0,52
Recommandations du CCME (µg/g)* 4,0

CCME = Conseil canadien des ministres de l’environnement; µg/g = microgrammes par gramme

Surveillance du rayonnement gamma

Aux deux installations de BWXT-NEC à Toronto et à Peterborough, une partie de la dose radiologique au public est due à des sources de rayonnement gamma. Il est donc essentiel de contrôler les débits de dose efficace dus au rayonnement gamma à la clôture périphérique du site de Toronto et au périmètre de l’installation de Peterborough afin de s’assurer que l’exposition potentielle au rayonnement gamma respecte le principe ALARA.

Depuis 2014, BWXT-NEC utilise des dosimètres environnementaux pour mesurer les débits de dose efficace de rayonnement gamma au site de Toronto. En 2020, la dose de rayonnement gamma direct se chiffrait à 5,7 µSv.

Depuis 2016, le débit de dose efficace de rayonnement gamma à l’installation de BWXT‑NEC à Peterborough est également mesuré à l’aide de dosimètres environnementaux. En 2020, la dose de rayonnement gamma direct se chiffrait à 0,0 µSv.

Ces estimations indiquent que les doses de rayonnement gamma aux deux installations de BWXT-NEC sont contrôlées et respectent le principe ALARA, et que le public est protégé.

SRB Technologies (Canada) Inc.

Émissions atmosphériques

SRBT surveille les rejets de tritium provenant des cheminées de l’installation et en fait rapport chaque année. Les données de surveillance de 2016 à 2020, présentées dans le tableau I-25, montrent que les émissions atmosphériques provenant de l’installation sont demeurées inférieures à leurs limites réglementaires.

Tableau I-25 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques, SRBT, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Limite autorisée (GBq/an)
Tritium sous forme d’oxyde de tritium (HTO) (GBq/an) 6 293 7 198 10 741 11 858 9 755 67 200
Tritium total sous forme de HTO + HT (GBq/an) 28 945 24 822 33 180 31 769 25 186 448 000

GBq = gigabecquerels; HTO = oxyde de tritium hydrogéné; HT = tritium gazeux

Effluents liquides

SRBT poursuit la surveillance et le contrôle des rejets de tritium sous forme d’effluents liquides dans les égouts qui proviennent de son installation. Les données de surveillance de 2016 à 2020, présentées dans le tableau I-26, montrent que les effluents liquides provenant de l’installation sont demeurés inférieurs à leurs limites réglementaires.

Tableau I-26 : Résultats de la surveillance des effluents liquides rejetés dans les égouts, SRBT, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Limite autorisée (GBq/an)
Tritium soluble dans l’eau (GBq/an) 5,18 6,85 10,02 13,67 5,56 200

GBq = gigabecquerels

Tritium dans l’air ambiant

SRBT dispose de 40 échantillonneurs d’air passifs situés dans un rayon de 2 km de l’installation. Ces échantillonneurs sont représentatifs des voies d’exposition au tritium par inhalation et absorption cutanée, et les données qu’ils fournissent servent à calculer la dose au public. En 2020, SRBT est passée à l’analyse à l’interne des prélèvements provenant des échantillonneurs d’air passifs à l’aide de procédures approuvées. Ce changement a été mis en œuvre en raison de l’indisponibilité de l’ancien tiers fournisseur de service durant la pandémie de COVID-19. Les résultats de la surveillance de l’air en 2020, obtenus par ces échantillonneurs, ont démontré que les concentrations de tritium dans l’air ambiant à proximité de l’installation de SRBT sont demeurées faibles.

Surveillance des eaux souterraines

Des puits d’échantillonnage servent à mesurer les concentrations de tritium dans les eaux souterraines chaque mois à différentes profondeurs et dans différentes strates géologiques. D’après les résultats d’échantillonnage de 2020, la concentration moyenne de tritium la plus élevée a été signalée au puits de surveillance MW06-10 (29 513 Bq/L, dont un total mensuel minimal de 17 231 Bq/L en juin et un maximum de 43 247 Bq/L en février), ce qui est environ 15 % plus faible que la moyenne mesurée en 2019 (34 592 Bq/L). Ce puits est situé directement en aval de la zone où se trouvent les cheminées de ventilation active. Il s’agit d’un puits aménagé spécialement pour la surveillance des eaux souterraines, qui se trouve dans une zone sécurisée très près de l’installation, et qui ne peut pas servir à l’approvisionnement en eau. Tout au long de 2020, aucun autre puits n’a dépassé les normes de l’Ontario visant le tritium pour l’eau potable, soit 7 000 Bq/L. Les concentrations annuelles moyennes de tritium dans les eaux souterraines sont présentées à la figure I-1.

Figure I-1 : Concentrations annuelles moyennes de tritium dans les eaux souterraines et la rivière Muskrat, SRB Technologies, 2020
Photographie aérienne de quelques puits de surveillance des eaux souterraines autour du site de SRBT. Sur la photo sont également indiquées les concentrations de tritium en becquerels par litre (bq/L) pour ces puits et la rivière Muskrat.
Figure I-1 : Version textuelle
Puits de surveillance des eaux souterraines et de la rivière Muskrat Concentrations de tritium (Bq/L) Supérieur ou inférieur à la limite provinciale*
Rivière Muskrat Inférieur à 14 Inférieur
MW06-10 29,513 Supérieur
MW07-13 4,406 Inférieur
B-1 859 Inférieur
B-2 527 Inférieur
RW-2 37 Inférieur
RW-3 47 Inférieur

*La limite provinciale pour le tritium dans l’eau potable est de 7 000 Bq/L.

Les concentrations de tritium ont diminué considérablement aux emplacements plus éloignés de l’installation de SRBT. En 2020, les concentrations de tritium des échantillons provenant des puits commerciaux se chiffraient à au plus 938 Bq/L, et celles des échantillons provenant des puits résidentiels étaient de 49 Bq/L, ce qui est bien inférieur à la norme de l’Ontario pour l’eau potable, soit 7 000 Bq/L. Tous les puits résidentiels se trouvent à plus de 1 km de l’installation de SRBT et ne sont pas affectés par les voies d’écoulement des eaux souterraines.

En 2020, SRBT est passée à l’analyse à l’interne des prélèvements provenant de la rivière Muskrat à l’aide de procédures approuvées. Ce changement a été mis en œuvre en raison de l’indisponibilité de l’ancien tiers fournisseur de service durant la pandémie de COVID-19. En 2020, les concentrations de tritium dans la rivière Muskrat (l’environnement récepteur pour les eaux de surface qui se trouve à environ 420 m de la propriété de SRBT) étaient inférieures aux limites de détection minimales de l’activité, à l’instar des concentrations en 2019.

Dans l’ensemble, le personnel de la CCSN a conclu que l’inventaire de tritium dans le réseau d’eaux souterraines autour de l’installation présente une tendance à la baisse depuis 2006. Cette tendance est attribuable à l’initiative prise par SRBT pour réduire les émissions, y compris la mise en service de valves-pièges à tritium améliorées et d’unités d’affichage à distance, la surveillance en temps réel des effluents gazeux, ainsi qu’une réduction du nombre d’essais d’étanchéité ratés sur les sources lumineuses fabriquées. Outre la réduction des émissions, les concentrations de tritium dans les eaux souterraines diminuent également en raison de la désintégration naturelle du tritium et de la dilution du tritium rejeté par le passé dans le réseau d’eaux souterraines. Depuis 2016, SRBT est conforme à la norme CSA N288.7-F15, Programmes de protection des eaux souterraines aux installations nucléaires de catégorie I et aux mines et usines de concentration d’uranium [20].

Autres mesures de surveillance

SRBT échantillonne et analyse les eaux de ruissellement provenant de son installation, et a recours à un tiers fournisseur qualifié pour effectuer la surveillance et l’analyse des précipitations, des eaux de surface, des fruits et légumes, du lait et du vin. Les données de surveillance de 2020 pour ces articles demeurent faibles. Ces activités de surveillance s’ajoutent aux principales activités de surveillance, qui sont axées sur l’air et les eaux souterraines.

Nordion (Canada) inc.

Émissions atmosphériques

Nordion continue de surveiller et de contrôler les rejets de matières radioactives provenant de son installation afin d’empêcher les rejets inutiles de radioisotopes dans l’atmosphère. Le tableau I-27 présente les résultats de la surveillance des émissions atmosphériques radioactives de Nordion de 2016 à 2020.

Les données de surveillance montrent que les émissions atmosphériques radioactives provenant de l’installation en 2020 sont demeurées inférieures aux limites réglementaires. En novembre 2016, Nordion a cessé la production de molybdène 99, d’iode 125, d’iode 131 et de xénon 133; par conséquent, il n’y a eu aucun rejet d’iode radioactif et de gaz nobles en 2020. De plus, il n’y a eu aucun rejet détectable de cobalt 60 dans l’air en 2020.

Tableau I-27 : Résultats de la surveillance des émissions atmosphériques, Nordion, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Limite autorisée (LRD) (GBq/an)
Cobalt 60 0,006 0,0034 0,002 0,00002 0 250
Iode 125 0,21 0,0012 0 0 0 952
Iode 131 0,35 0,0008 0,006 0 0 686
Xénon 133 7 277 0 0 0 0 677 millions
Xénon 135 4 299 0 0 0 0 102 millions
Xénon 135m 5 421 0 0 0 0 69 millions

LRD = limite de rejet dérivée; GBq = gigabecquerels

Effluents liquides

Nordion continue de prélever, d’échantillonner et d’analyser tous les effluents liquides avant leur rejet dans le réseau d’égout municipal. Le tableau I-28 présente les résultats de la surveillance par Nordion des effluents liquides radioactifs de 2016 à 2020.

Les données de surveillance montrent que les effluents liquides radioactifs provenant de l’installation en 2020 sont demeurés inférieurs aux limites réglementaires.

En 2020, Nordion a déclaré un seul dépassement d’une limite à déclaration obligatoire mettant en cause des rejets non radiologiques dans l’égout sanitaire, ce qui a entraîné le dépassement d’une limite aux termes des règlements municipaux pour les solides en suspension. Nordion a relevé cet événement durant un échantillonnage courant et en a fait la déclaration à la Ville d’Ottawa. Le personnel de la CCSN a conclu que ce dépassement à déclaration obligatoire isolé n’avait pas représenté un risque indu pour l’environnement ou la santé humaine.

Tableau I-28 : Résultats de la surveillance des effluents liquides rejetés dans les égouts, Nordion, de 2016 à 2020
Paramètre 2016 2017 2018 2019 2020 Limite autorisée (LRD) (GBq/an)
β < 1 MeV 0,222 0,212 0,243 0,162 0,226 763
β > 1 MeV 0,051 0,048 0,055 0,038 0,057 35 000
Iode 125 0,144 0,145 0,146 0,063 0 1 190
Iode 131 0,006 0,006 0,007 0,004 0 389
Molybdène 99 0,052 0,049 0,055 0,036 0 10 200
Cobalt 60 0,026 0,022 0,027 0,020 0,031 35,4
Niobium 95 0,0010 0,0010 0,0010 0,002 0,0015 3 250
Zirconium 95 0,0015 0,0020 0,0017 0,0019 0,0013 2 060
Césium 137 0,0007 0,0007 0,0007 0,0007 0,00076 24,8

β < 1 MeV = particules bêta de moins de 1 mégaélectronvolt; LRD = limite de rejet dérivée; GBq = gigabecquerels

Surveillance des eaux souterraines

À l’heure actuelle, on compte neuf puits de surveillance autour du site de Nordion. Depuis 2005, Nordion surveille les eaux souterraines au moins une fois par an pour détecter les contaminants non radioactifs dans quatre puits de surveillance. Les résultats de cette surveillance entre 2014 et 2020 montrent qu’il n’y a pas eu de changement significatif dans les eaux souterraines en 2020 par rapport aux années précédentes.

Depuis 2014, Nordion surveille les eaux souterraines au moins une fois par an pour détecter les contaminants radioactifs dans cinq puits de surveillance. Depuis, on a détecté seulement des radionucléides naturellement présents qui ne sont pas traités à l’installation de Nordion.
Ces résultats, qui sont soit inférieurs aux limites de détection, soit inférieurs au rayonnement de fond, indiquent que les rejets de substances radioactives et dangereuses par l’installation de Nordion n’ont pas eu d’impact mesurable sur la qualité des eaux souterraines.

Nordion a réalisé une analyse des écarts par rapport aux exigences de la norme CSA N288.7-F15 [20] et poursuit la mise à jour de ses procédures et programmes internes de sorte de se conformer à ces exigences et de corriger les lacunes relevées.

Échantillonnage des sols

Nordion a prélevé des échantillons de sol en 2020, et aucun radionucléide attribuable aux activités autorisées n’a été détecté dans ces échantillons.

Programme de surveillance de l’environnement à l’aide de dosimètres thermoluminescents

Nordion surveille le rayonnement gamma dans l’environnement à l’aide de dosimètres thermoluminescents. Ces dosimètres sont installés à divers emplacements afin de couvrir de façon générale les points cardinaux, mais en mettant l’accent sur le côté est de l’installation, car il s’agit de la direction des vents dominants. Des dosimètres sont également placés dans des résidences d’employés de Nordion situées près de l’installation. D’après les résultats de la surveillance annuelle pour 2020, le rayonnement gamma aux emplacements de surveillance hors site correspond à la fourchette du rayonnement de fond. Ces résultats indiquent que Nordion ne contribue pas à l’exposition du public au rayonnement gamma au périmètre de l’installation et au-delà.

Best Theratronics Ltd

Contrôle des effluents et des émissions (rejets)

BTL a déterminé que son installation ne génère aucun rejet radiologique (liquide ou atmosphérique) nécessitant un contrôle ou une surveillance. Dans le cadre de ses activités, BTL utilise des sources scellées radioactives qui ne produisent aucun rejet radioactif.

BTL gère en toute sûreté les effluents liquides dangereux dus aux activités courantes. Ces effluents sont recueillis, entreposés temporairement sur place, puis enlevés pour être éliminés ou stockés définitivement par un entrepreneur tiers accrédité. Les huiles lubrifiantes pour les machines à forer et à fraiser dans l’installation sont récupérées et recyclées. Par conséquent, il n’y a aucun rejet liquide dangereux dans l’environnement nécessitant un contrôle ou une surveillance des effluents.

Les émissions atmosphériques dangereuses générées par BTL sont causées par l’évacuation de l’air de la zone de coulage du plomb, de la chambre de peinture et des zones de travail au chalumeau et de sablage. Des contrôles techniques, comme des filtres et des systèmes de ventilation, sont en place afin de réduire ou d’éliminer les émissions produites pendant les activités.

Par conséquent, BTL ne dispose pas d’un programme de contrôle des effluents ni d’un programme de surveillance de l’environnement.

Évaluation et surveillance

BTL n’effectue pas de surveillance de l’environnement à proximité de son installation puisqu’aucun rejet radiologique ne nécessite de contrôle ou de surveillance. Les émissions atmosphériques dangereuses visent l’évacuation de l’air de la zone de coulage du plomb. BTL présente chaque année un rapport sur le plomb et ses composés à l’Inventaire national des rejets de polluants pour se conformer à la Loi de 2009 sur la réduction des toxiques. Aucun rejet anormal n’a été signalé au cours de la période d’autorisation.

Réacteur de recherche nucléaire de McMaster

Émissions atmosphériques

Au RNM, le système de ventilation et d’évacuation du bâtiment du réacteur fait l’objet d’un contrôle régulier visant l’iode 125 et l’argon 41, qui constituent les seules substances nucléaires couramment rejetées dans l’environnement en quantités mesurables (c.-à-d., supérieures aux limites de détection). Les particules radioactives font également l’objet d’un contrôle pour en déterminer l’activité bêta brute afin de s’assurer qu’aucun radionucléide imprévu n’est présent dans le flux d’air. Des échantillons sont prélevés chaque semaine et analysés par comptage proportionnel sans fenêtre pour l’activité bêta brute et par spectrométrie gamma pour l’iode 125. Durant l’exploitation du réacteur, on mesure quotidiennement les concentrations d’argon 41 dans l’air évacué au moyen d’un compteur à gaz.

Des contrôles sont en place pour assurer la minimisation des rejets atmosphériques de substances nucléaires dans l’environnement. Ils comprennent l’utilisation de filtres au charbon actif afin de minimiser le rejet d’iode 125, et d’autres filtres pour s’assurer que les rejets de particules radioactives sont contrôlés. L’annexe G présente les rejets annuels totaux dans l’atmosphère.

Des LRD ont été établies pour les rejets d’iode 125 et d’argon 41 dans l’atmosphère au RNM d’après la limite de dose réglementaire au public de 1 mSv/an.

Effluents liquides

Au RNM, les deux types de rejets liquides potentiels sont le pompage délibéré des puisards du bâtiment vers les égouts municipaux et la fuite de l’eau du circuit caloporteur primaire vers le côté secondaire de l’échangeur de chaleur. Il n’y a eu aucun rejet de liquide contaminé dans le réseau d’égout municipal de 2018 à 2020. Tout effluent liquide généré par le RNM continue d’être capturé, puis traité ou évaporé à l’installation.

Évaluation et surveillance

Le programme de surveillance de l’environnement du RNM vise l’échantillonnage de plusieurs emplacements autour du bâtiment du réacteur afin de mesurer les matières particulaires et l’iode 125 dans l’air. Des échantillons sont prélevés chaque semaine, et leur activité bêta brute est analysée par compteur proportionnel sans fenêtre. Des cartouches au charbon sont recueillies et échantillonnées sur une base mensuelle pour déterminer la concentration d’iode 125 par spectrométrie gamma. Les moniteurs d’effluents gazeux et les résultats de la surveillance de l’environnement au RNM n’indiquaient aucune fuite pouvant avoir un effet néfaste sur la santé et la sûreté des personnes et sur l’environnement.

Aucun programme de surveillance de l’environnement complémentaire (p. ex., des eaux souterraines, des eaux de surface, des sols, etc.) n’est requis au RNM, compte tenu des activités du titulaire de permis.

Réacteurs SLOWPOKE-2 de Polytechnique Montréal, du Collège militaire royal du Canada et du Saskatchewan Research Council

Émissions atmosphériques

Les réacteurs de recherche SLOWPOKE-2 rejettent de négligeables quantités de gaz nobles radioactifs, surtout du xénon 133 et du xénon 135, en raison de la purge hebdomadaire de l’espace de tête du réacteur, et de l’argon 41 produit par les activités d’irradiation. Les rejets passent par des filtres et une cheminée spécialisée de l’installation, après l’échantillonnage et l’analyse du gaz de couverture dans l’espace de tête. Une fois rejetées dans la cheminée, ces quantités sont inférieures au seuil de détection.

En raison des quantités négligeables rejetées et de l’incidence minimale sur l’environnement et les personnes, le personnel de la CCSN a déterminé qu’aucune limite de rejet officielle n’était nécessaire pour les réacteurs de recherche SLOWPOKE-2.

Durant le déclassement de son réacteur SLOWPOKE-2, le SRC a eu recours à une surveillance continue intégrée de l’activité alpha/bêta dans l’air afin de détecter toute émission radioactive potentielle. Tout au long de l’ensemble du processus de déclassement, il n’y a eu aucune concentration atmosphérique supérieure au rayonnement de fond.

Effluents liquides

En général, les installations de réacteurs de recherche ne génèrent pas d’effluent liquide en cours d’exploitation normale.

Le réacteur SLOWPOKE-2 du SRC a généré des effluents liquides durant son déclassement, soit l’eau de piscine du réacteur. L’eau a été traitée au moyen d’une colonne échangeuse d’ions pour en réduire la radioactivité. Le personnel de la CCSN a examiné les analyses des radionucléides dans les effluents liquides réalisées par le SRC et a comparé ces analyses aux niveaux de libération à l’annexe R du REGDOC-1.6.1 [26], de même qu’à la limite de rejets fondée sur l’exposition (LRFE) dérivée de la méthode établie dans la norme CSA N288.1-14, Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires [18]. Ces niveaux de libération conditionnelle sont établis en fonction d’un membre du public qui reçoit une dose de 0,01 mSv/an. Le personnel de la CCSN a également examiné les résultats pour les substances nucléaires et les a comparés aux limites à l’annexe B du règlement municipal relatif aux égouts de la Ville de Saskatoon. Il a confirmé que tous les résultats sont inférieurs à leurs niveaux de libération conditionnelle ou limites de rejet respectifs. Par conséquent, le personnel de la CCSN a conclu que l’eau de la piscine pourrait être rejetée dans les égouts municipaux sans incidence sur les travailleurs, la santé humaine et l’environnement.

Évaluation et surveillance

Les réacteurs de recherche SLOWPOKE-2 ne nécessitent pas de programme de surveillance de l’environnement étant donné que la dose estimée au public est de plusieurs ordres de grandeur inférieure à la limite de dose au public, et que les débits de dose aux récepteurs écologiques non humains sont de plusieurs ordres de grandeur inférieurs aux valeurs de référence prudentes.

De plus, l’exploitation des réacteurs de recherche SLOWPOKE-2 n’entraîne pas de rejet de substances dangereuses dans l’environnement. Ainsi, la surveillance des substances dangereuses n’est pas requise.

J. Données sur la dose aux travailleurs

La présente annexe contient des renseignements sur la dose aux travailleurs du secteur nucléaire (TSN) et non-TSN aux ITUSN et réacteurs de recherche.

Raffinerie de Blind River

La figure J-1 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux TSN à la RBR de 2016 à 2020. La dose efficace maximale à un TSN en 2020 était de 10,1 mSv, soit environ 20 % de la limite de dose efficace réglementaire de 50 mSv par période de dosimétrie d’un an de la CCSN. Les doses efficaces moyennes et maximales pour cette période de cinq ans reflètent les travaux à la RBR, et sont influencées par des facteurs comme les niveaux de production et le nombre de jours d’exploitation. En 2020, les doses efficaces moyennes et maximales suivaient une tendance à la hausse attribuable aux taux de production. Le TSN présentant la dose efficace la plus élevée travaillait aussi principalement dans les zones de traitement affichant les débits de dose de rayonnement gamma et bêta les plus élevés à la RBR, ce qui a contribué à la majeure partie de sa dose efficace durant l’année.

Figure J-1 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, raffinerie de Blind River, de 2016 à 2020
Figure J-1 : Version textuelle
Figure J-1 : Graphique des statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, raffinerie de Blind River, de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 1,5 0,9 1,4 1,6 2,5
Dose efficace maximale (mSv) 6,1 3,3 6,9 7,7 10,1
Nombre de travailleurs du secteur nucléaire contrôlés 154 145 150 174 169

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace pour un travailleur du secteur nucléaire est de 50 mSv/an.

Pour la période de dosimétrie de cinq ans qui a débuté le 1er janvier 2016 et qui s’est terminée le 31 décembre 2020, la dose efficace cumulative maximale reçue par un TSN à la RBR se chiffrait à 31,7 mSv. Cette dose efficace représente environ 32 % de la limite de dose réglementaire de la CCSN fixée à 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans.

Les tableaux J-1 et J-2 présentent les doses équivalentes moyennes et maximales à la peau et aux extrémités des TSN de 2016 à 2020. En 2020, la dose individuelle maximale à la peau reçue par un TSN à la RBR a été de 39,1 mSv, soit environ 8 % de la limite réglementaire de dose équivalente de la CCSN fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an. En 2020, la dose individuelle maximale aux extrémités reçue par un TSN à la RBR a été de 14,5 mSv, soit environ 3 % de la limite réglementaire de dose équivalente de la CCSN fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses équivalentes moyennes et maximales ont été relativement stables au cours de cette période de cinq ans.
Il y a eu une augmentation de la dose à la peau maximale reçue par un TSN en 2020. Ce TSN travaillait principalement dans les zones de traitement affichant les débits de dose de rayonnement gamma et bêta les plus élevés à la RBR, et était le même TSN ayant reçu la dose efficace individuelle la plus élevée en 2020.

Tableau J-1 : Statistiques sur la dose équivalente (à la peau) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, raffinerie de Blind River, de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv) 3,3 3,1 4,1 4,8 5,1 S.O.
Dose individuelle maximale à la peau (mSv) 26,0 16,2 28,4 29,2 39,1 500 mSv/an

mSv = millisieverts; S.O. = sans objet

Tableau J-2 : Statistiques sur la dose équivalente (aux extrémités) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, raffinerie de Blind River, de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv) 1,2 1,0 3,5 3,9 3,4 S.O.
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv) 10,6 13,6 14,5 11,9 14,5 500 mSv/an

mSv = millisieverts; S.O. = sans objet

Non-TSN à la RBR

Les visiteurs et les entrepreneurs qui ne sont pas considérés comme des TSN reçoivent un dosimètre externe pour surveiller leur radioexposition durant leur présence à la RBR. En 2020, la dose efficace individuelle maximale à un visiteur ou un entrepreneur qui n’était pas un TSN a été de 0,15 mSv, ce qui est bien inférieur à la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN de 1 mSv par année civile pour un non-TSN.

Installation de conversion de Port Hope

La figure J-2 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux TSN de l’ICPH de 2016 à 2020. La dose efficace individuelle maximale à un TSN en 2020 était de 5,5 mSv, soit environ 11 % de la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses efficaces totales moyennes et maximales au cours de cette période de cinq ans sont demeurées stables et reflètent les tâches et les niveaux de production à l’ICPH.

Figure J-2 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, installation de conversion de Port Hope, de 2016 à 2020
Figure J-2 : Version textuelle
Figure J-2 : Graphique des statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, installation de conversion de Port Hope, de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 0,6 0,4 0,6 0,4 0,5
Dose efficace maximale (mSv) 5,6 3,9 6,3 4,9 5,5
Nombre de travailleurs du secteur nucléaire contrôlés 859 808 1025 1177 994

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace pour un travailleur du secteur nucléaire est de 50 mSv/an.

Pour la période de dosimétrie de cinq ans qui a débuté le 1er janvier 2016 et qui s’est terminée le 31 décembre 2020, la dose efficace cumulative maximale reçue par un TSN à l’ICPH se chiffrait à 20,6 mSv. Cette dose efficace représente environ 21 % de la limite de dose réglementaire de la CCSN fixée à 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans.

Le tableau J-3 présente les doses équivalentes moyennes et maximales à la peau des TSN de 2016 à 2020. En 2020, la dose individuelle maximale à la peau reçue par un TSN à l’ICPH a été de 17 mSv, soit environ 3 % de la limite réglementaire de dose équivalente de la CCSN fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses moyennes et maximales à la peau au cours de cette période de cinq ans ont été relativement stables.

Tableau J-3 : Statistiques sur la dose équivalente (à la peau) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, installation de conversion de Port Hope, de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv) 0,8 0,6 0,7 0,5 0,5 S.O.
Dose individuelle maximale à la peau (mSv) 16,9 13,7 14,9 20,1 17,0 500 mSv/an

mSv = millisieverts; S.O. = sans objet

Non-TSN à l’ICPH

Le personnel de Cameco, les visiteurs et les entrepreneurs dont les tâches ne nécessitent pas la désignation en tant que TSN pourraient se voir attribuer des dosimètres du corps entier et pourraient être assujettis au programme interne de dosimétrie afin de contrôler leur radioexposition durant leur présence à l’ICPH. En 2020, la dose efficace individuelle maximale à une personne qui n’est pas un TSN a été de 0,04 mSv, ce qui est bien inférieur à la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN fixée à 1 mSv par année civile pour un non-TSN.

Cameco Fuel Manufacturing Inc.

La figure J-3 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux TSN de CFM de 2016 à 2020. En 2020, la dose efficace individuelle maximale reçue par un TSN a été de 6,2 mSv, soit environ 12 % de la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses efficaces totales moyennes et maximales au cours de cette période de cinq ans sont demeurées stables et reflètent les tâches et les niveaux de production à CFM.

Figure J-3 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, Cameco Fuel Manufacturing, de 2016 à 2020
Figure J-3 : Version textuelle
Figure J-3 : Graphique des statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, Cameco Fuel Manufacturing Inc., de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 1,0 0,7 1,1 1,1 0,9
Dose efficace maximale (mSv) 7,8 6,4 8,0 8,4 6,2
Nombre de travailleurs du secteur nucléaire contrôlés 278 270 267 256 247

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace pour un travailleur du secteur nucléaire est de 50 mSv/an.

Pour la période de dosimétrie de cinq ans qui a débuté le 1er janvier 2016 et qui s’est terminée le 31 décembre 2020, la dose efficace cumulative maximale reçue par un TSN à CFM se chiffrait à 30,6 mSv. Cette dose efficace représente environ 31 % de la limite de dose réglementaire de la CCSN fixée à 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans.

Les tableaux J-4 et J-5 présentent les doses équivalentes moyennes et maximales à la peau et aux extrémités des TSN de 2016 à 2020. En 2020, la dose maximale à la peau reçue par un TSN à CFM a été de 55,3 mSv, soit environ 11 % de la limite réglementaire de dose équivalente de la CCSN fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an. En 2020, la dose maximale aux extrémités reçue par un TSN à CFM a été de 65,6 mSv, soit environ 13 % de la limite réglementaire de dose équivalente de la CCSN fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses équivalentes moyennes et maximales à la peau ont diminué au cours de cette période de cinq ans. CFM attribue cette tendance, en partie, à des améliorations apportées aux pratiques et aux zones de travail.

Tableau J-4 : Statistiques sur la dose équivalente (à la peau) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, Cameco Fuel Manufacturing Inc., de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv) 6,6 5,5 3,4 3,1 3,1 S.O.
Dose individuelle maximale à la peau (mSv) 95,7 88,1 59,0 56,9 55,3 500 mSv/an

mSv = millisieverts; S.O. = sans objet

Tableau J-5, Statistiques sur la dose équivalente (aux extrémités) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, Cameco Fuel Manufacturing Inc., de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv) 13,2 10,6 15,8 18,4 17,9 S.O.
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv) 98,4 59,0 57,1 90,8 65,6 500 mSv/an

mSv = millisieverts; S.O. = sans objet

Non-TSN à CFM

Les visiteurs et les entrepreneurs qui ne sont pas considérés comme des TSN reçoivent un dosimètre pour surveiller leur radioexposition durant leur présence à CFM. En 2020, aucun des dosimètres attribués aux non-TSN n’a enregistré de dose mesurable.

BWXT Nuclear Energy Canada Inc., Toronto et Peterborough

La figure J-4 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux TSN à l’installation de BWXT-NEC à Peterborough de 2016 à 2020. En 2020, la dose efficace maximale à un TSN à l’installation de Peterborough a été de 6,5 mSv, soit environ 13 % de la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an.

Figure J-4 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, BWXT-NEC Peterborough, de 2016 à 2020
Figure J-4 : Version textuelle
Figure J-4 : Graphique des statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, installation de BWXT à Peterborough, de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 1,0 1,0 1,1 1,2 1,1
Dose efficace maximale (mSv) 5,8 5,1 6,5 5,8 6,5
Nombre de travailleurs du secteur nucléaire contrôlés 88 77 78 71 78

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace pour un travailleur du secteur nucléaire est de 50 mSv/an.

La dose efficace individuelle maximale reçue par un TSN à l’installation de Peterborough pour la période de dosimétrie de cinq ans (du 1er janvier 2016 au 31 décembre 2020) a été de 23,3 mSv, soit environ 23 % de la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans. Cette dose est considérablement inférieure à la dose maximale antérieure de 35,6 mSv au site de Peterborough pour la période de dosimétrie de cinq ans allant de 2011 à 2015.

La figure J-5 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux TSN à l’installation de BWXT-NEC à Toronto de 2016 à 2020. En 2020, la dose efficace maximale à un TSN à l’installation de Toronto était de 7,4 mSv, soit environ 15 % de la limite de dose efficace réglementaire de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an.

Figure J-5 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, BWXT Toronto, de 2016 à 2020
Figure J-5 : Version textuelle
Figure J-5 : Graphique des statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, installation de BWXT à Toronto, de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 2,2 1,6 1,7 1,6 1,8
Dose efficace maximale (mSv) 11,8 8,5 9,2 7,2 7,4
Nombre de travailleurs du secteur nucléaire contrôlés 63 61 58 61 58

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace pour un travailleur du secteur nucléaire est de 50 mSv/an.

La dose efficace individuelle maximale reçue par un TSN à l’installation de Toronto pour la période de dosimétrie de cinq ans (de 2016 à 2020) a été de 36,6 mSv, soit environ 37 % de la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans. Cette dose est comparable et légèrement inférieure à la dose maximale antérieure de 39,1 mSv au site de Toronto pour la période de dosimétrie de cinq ans allant de 2011 à 2015.

Les tableaux J-6 et J-7 présentent également les doses équivalentes annuelles moyennes et maximales reçues par les TSN de 2016 à 2020. En 2020, la dose équivalente individuelle maximale à la peau à l’installation de Peterborough a été de 19,01 mSv, alors que celle de l’installation de Toronto a été de 39,1 mSv.

Tableau J-6 : Statistiques sur la dose équivalente (à la peau) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, BWXT-NEC Peterborough, de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv) 2,66 2,77 2,87 3,00 2,81 S.O.
Dose individuelle maximale à la peau (mSv) 21,15 25,14 17,87 17,44 19,01 500 mSv/an

mSv = millisieverts; S.O. = sans objet

Tableau J-7 : Statistiques sur la dose équivalente (à la peau) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, BWXT-NEC Toronto, de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv) 10,23 7,85 8,92 8,07 8,88 S.O.
Dose individuelle maximale à la peau (mSv) 74,26 54,27 58,36 39,76 39,10 500 mSv/an

mSv = millisieverts; S.O. = sans objet

En 2020, la dose équivalente individuelle maximale aux extrémités a été de 43,17 mSv à l’installation de Peterborough et de 115,52 mSv à l’installation de Toronto, soit environ 9 % et 21 %, respectivement, de la limite réglementaire de dose équivalente de la CCSN fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an, comme l’indiquent les tableaux J-8 et J‑9.

Tableau J-8 : Statistiques sur la dose équivalente (aux extrémités) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, BWXT-NEC Peterborough, de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv) 9,78 13,62 14,34 11,30 18,77 S.O.
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv) 32,84 43,18 46,06 29,41 43,17 500 mSv/an

mSv = millisieverts; S.O. = sans objet

Tableau J-9 : Statistiques sur la dose équivalente (aux extrémités) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, BWXT-NEC Toronto, de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv) 29,58 27,36 24,56 20,67 25,37 S.O.
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv) 119,47 115,07 83,33 79,67 115,52 500 mSv/an

mSv = millisieverts; S.O. = sans objet

Pour les deux installations, les doses équivalentes individuelles maximales à la peau et aux extrémités ont été reçues par des TSN à l’installation de Toronto, et représentent environ 8 % et 23 % (respectivement) de la limite réglementaire de dose équivalente de la CCSN fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an. Au cours des cinq dernières années, les doses équivalentes moyennes aux extrémités et à la peau ont été relativement stables aux deux installations. Les doses constamment plus faibles à la peau et aux extrémités enregistrées à l’installation de Peterborough s’expliquent par la faible probabilité que les travailleurs manipulent directement des pastilles, alors que cette pratique est chose courante à l’installation de Toronto. À l’installation de Peterborough, à l’exception des stations de soudure des bouchons d’extrémité, toutes les pastilles sont blindées dans des boîtes, des grappes ou des tubes en zirconium.

Non-TSN à BWXT-NEC

Aux deux installations (Peterborough et Toronto), les non-TSN et les entrepreneurs (qui sont tous considérés comme des non-TSN) ne font pas l’objet d’un contrôle direct. Les doses sont estimées d’après les conditions radiologiques de l’installation et les facteurs d’occupation, pour s’assurer que les doses de rayonnement sont contrôlées et bien inférieures à la limite de dose réglementaire de la CCSN fixée à 1 mSv par année civile pour une personne qui n’est pas un TSN.

SRB Technologies (Canada) Inc.

La figure J-6 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux TSN de SRBT de 2016 à 2020. La dose efficace maximale à un TSN en 2020 était de 0,43 mSv, soit environ 1 % de la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an. Il y a eu une augmentation de la dose efficace moyenne au cours de l’année. Cette augmentation est attribuable à une hausse du traitement de panneaux de sortie expirés qui a débuté en 2019 et qui s’est poursuivie durant le premier trimestre de 2020. Lorsqu’il a remarqué l’augmentation de la radioexposition, le titulaire de permis a déterminé, au terme d’un examen, que certaines pratiques de travail entraînaient une hausse de bris de sources lumineuses. Des mesures correctives ont été mises en œuvre pour améliorer la manipulation des sources lumineuses de sorte de réduire l’exposition du personnel. Ces améliorations ont contribué à la diminution de la dose maximale au personnel en 2020.

Figure J-6 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, SRB Technologies, de 2016 à 2020
Figure J-6 : Version textuelle
Figure J-6 : Graphique des statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, SRB Technologies, de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 0,05 0,05 0,04 0,07 0,08
Dose efficace maximale (mSv) 0,34 0,46 0,48 0,57 0,43
Nombre de travailleurs du secteur nucléaire contrôlés 45 45 47 45 43

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace pour un travailleur du secteur nucléaire est de 50 mSv/an.

La dose efficace individuelle maximale reçue par un TSN à SRBT pour la période de dosimétrie de cinq ans (de 2016 à 2020) a été de 2,20 mSv, soit environ 2,2 % de la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans.

En raison de la distribution uniforme du tritium dans les tissus du corps, les doses équivalentes à la peau sont les mêmes que les doses efficaces au corps entier et ne sont donc pas présentées séparément. Pour cette même raison, les doses aux extrémités ne sont pas évaluées séparément pour les travailleurs de SRBT.

Non-TSN à SRBT

Bien que les entrepreneurs ne soient généralement pas considérés comme des TSN, parce qu’ils ne réalisent pas de travail de nature radiologique, leur exposition radiologique est tout de même surveillée pendant leur présence à l’installation de SRBT afin de s’assurer que leurs doses respectent le principe ALARA et demeurent inférieures à la limite de dose réglementaire de la CCSN fixée à 1 mSv/an pour un non-TSN. En 2020, aucun entrepreneur n’a reçu de dose à déclaration obligatoire découlant des activités exécutées à l’installation.

Nordion (Canada) Inc.

La figure J-7 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux TSN à Nordion de 2016 à 2020. Nordion a signalé que la dose efficace maximale reçue par un TSN en 2020 était de 4,92 mSv, soit environ 10 % de la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an. Les doses efficaces moyennes et maximales sont demeurées relativement stables au cours de ces années.

Figure J-7 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, Nordion, de 2016 à 2020
Figure J-7 : Version textuelle
Figure J-7 : Graphique des statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, Nordion, de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 0,49 0,42 0,45 0,48 0,36
Dose efficace maximale (mSv) 4,90 5,49 4,23 4,79 4,92
Nombre de travailleurs du secteur nucléaire contrôlés 267 263 248 278 324

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace pour un travailleur du secteur nucléaire est de 50 mSv/an.

La dose efficace individuelle maximale reçue par un TSN à Nordion pour la période de dosimétrie de cinq ans (de 2016 à 2020) a été de 22,85 mSv, soit environ 23 % de la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans.

Les tableaux J-10 et J-11 présentent les doses équivalentes moyennes et maximales annuelles (à la peau et aux extrémités, respectivement) de 2016 à 2020. Nordion a déclaré que la dose équivalente maximale à la peau reçue par tous les TSN contrôlés à son installation en 2020 a été de 4,93 mSv, et que la dose équivalente maximale aux extrémités reçue par un travailleur de la zone active a été de 16,48 mSv. Ces doses représentent respectivement environ 1 % et 3 % des limites réglementaires de dose équivalente de la CCSN fixées à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an.

Tableau J-10 : Statistiques sur la dose équivalente (à la peau) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, Nordion, de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne à la peau (mSv) 0,59 0,42 0,45 0,49 0,37 S.O.
Dose individuelle maximale à la peau (mSv) 5,20 5,52 4,26 4,78 4,93 500 mSv/an
Tableau J-11 : Statistiques sur la dose équivalente (aux extrémités) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, Nordion, de 2016 à 2020Note de bas de page 16
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv) 0,79 0,53 0,96 1,14 0,93 S.O.
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv) 8,3 16,4 9,08 20,93 16,48 500 mSv/an

mSv = millisieverts; S.O. = sans objet

Non-TSN à Nordion

À Nordion, les travailleurs désignés en tant que non-TSN pourraient parfois entrer dans la zone active, sans toutefois exécuter de travail radiologique. Nordion contrôle les non-TSN, au besoin, et leur donne une formation pertinente pour s’assurer que leurs doses respectent le principe ALARA. En 2020, Nordion a contrôlé 381 non-TSN, ce qui représente une augmentation par rapport aux années antérieures. La hausse considérable du nombre de non‑TSN contrôlés est attribuable aux activités de construction à l’installation de production d’isotopes médicaux. Nordion a signalé que la dose efficace maximale reçue par un non‑TSN était de 0,29 mSv, ce qui est bien inférieur à la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 1 mSv par année civile pour une personne qui n’est pas un TSN. La dose efficace moyenne aux non-TSN en 2020 était de 0,01 mSv.

Best Theratronics Ltd

Les travailleurs de BTL sont considérés comme des TSN s’il existe une probabilité raisonnable qu’ils reçoivent une dose professionnelle annuelle supérieure à 1 mSv. La figure J-8 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux TSN de BTL de 2016 à 2020. En 2020, la dose efficace maximale reçue par un TSN à BTL a été de 0,19 mSv, soit environ 0,4 % de la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 50 mSv par période de dosimétrie d’un an. Au cours des cinq dernières années, les doses efficaces annuelles à BTL sont demeurées stables et très faibles, présentant de légers écarts attribuables aux volumes de production.

Figure J-8 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, Best Theratronics Ltd, de 2016 à 2020
Figure J-8 : Version textuelle
Figure J-8 : Graphique des statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, BTL, de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 0,03 0,02 0,16 0,04 0,01
Dose efficace maximale (mSv) 0,98 0,47 8,65 1,00 0,19
Nombre de travailleurs du secteur nucléaire contrôlés 60 68 68 68 73

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace pour un travailleur du secteur nucléaire est de 50 mSv/an.

La dose efficace individuelle maximale reçue par un TSN à BTL pour la période de dosimétrie de cinq ans (de 2016 à 2020) a été de 8,65 mSv, soit environ 8,7 % de la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans; cette dose est entièrement attribuable à l’événement de 2018 susmentionné.

Les dose efficace et dose équivalente aux extrémités maximales plus élevées que la normale en 2018 étaient attribuables à une excursion de puissance imprévue ayant entraîné un dépassement de seuil d’intervention. Le tableau J-12 présente les doses équivalentes aux extrémités moyennes et maximales annuelles de 2016 à 2020. En 2020, la dose équivalente maximale aux extrémités a été de 2,4 mSv, soit environ 0,5 % de la limite réglementaire de dose équivalente de la CCSN fixée à 500 mSv. Au cours des cinq dernières années, les doses équivalentes moyennes aux extrémités sont demeurées très faibles, soit entre environ 0 mSv et 2 mSv.

Tableau J-12 : Statistiques sur la dose équivalente (aux extrémités) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, Best Theratronics Ltd, de 2016 à 2020
Données sur la dose 2016 2017 2018 2019 2020 Limite réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv) 0,09 0,07 1,41 0,22 0,15 S.O.
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv) 29,9 11,2 13,51 2,51 2,4 500 mSv/an

mSv = millisieverts; S.O. = sans objet

Même si les doses équivalentes à la peau sont déterminées, elles sont essentiellement égales à la dose efficace en raison de la nature de l’exposition et ne sont pas incluses dans le présent rapport.

Non-TSN à BTL

Le personnel de BTL désigné en tant que non-TSN, comme le personnel administratif, n’a pas l’autorisation d’entrer dans une zone contrôlée et ne fait donc pas l’objet d’une exposition professionnelle au rayonnement.

Réacteur SLOWPOKE-2 de Polytechnique Montréal

Les travailleurs de Polytechnique Montréal sont sujets à une exposition externe aux sources de rayonnement. Toutefois, en raison du faible potentiel d’exposition, le personnel de Polytechnique Montréal est désigné en tant que non-TSN, et la période de dosimétrie de cinq ans ne s’applique pas.

La figure J-9 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux non-TSN de Polytechnique Montréal de 2016 à 2020. De 2018 à 2020, la dose efficace annuelle maximale reçue par un non-TSN à Polytechnique Montréal a été de 0,14 mSv, soit environ 14 % de la limite réglementaire de dose efficace annuelle de la CCSN fixée à 1 mSv.

Figure J-9 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les non-travailleurs du secteur nucléaire, Polytechnique Montréal, de 2016 à 2020
Figure J-9 : Version textuelle
Figure J-9: Statistiques sur la dose efficace reçue par les non-travailleurs du secteur nucléaire, Polytechnique Montréal, de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 0 0 0 0 0
Dose efficace maximale (mSv) 0.23 0 0 0 0.14
Nombre de non-travailleurs du secteur nucléaire contrôlés 9 7 4 4 9

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace un non-travailleur du secteur nucléaire est de 1 mSv/an.

De 2018 à 2020, aucun seuil d’intervention n’a été dépassé à Polytechnique Montréal. Au cours des cinq dernières années, les doses efficaces annuelles à Polytechnique Montréal sont demeurées stables et très faibles.

Réacteur de recherche nucléaire de McMaster

La figure J-10 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux TSN du RNM de 2016 à 2020. De 2018 à 2020, selon les déclarations, aucune dose interne n’a été enregistrée à l’installation. Les doses efficaces moyennes et maximales pour cette période de cinq ans reflètent les tâches à la RBR, et sont influencées par des facteurs comme les niveaux de production et le nombre de jours d’exploitation. La dose efficace maximale, à chaque année de 2016 à 2020, a été reçue par un TSN membre du personnel de neutronographie de Nray. Toutes les contributions aux doses reçues par les TSN membres du personnel de NRay proviennent de sources externes.

Figure J-10 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, réacteur de recherche nucléaire de McMaster, de 2016 à 2020
Figure J-10 : Version textuelle
Figure J-10: Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, réacteur de recherche nucléaire de McMaster, de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 0.36 0.37 0.41 0.42 0.35
Dose efficace maximale (mSv) 3.64 3.91 4.18 4.36 3.53
Number of nuclear energy workers monitored 118 129 114 128 120

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace pour un travailleur du secteur nucléaire est de 50 mSv/an.

Pour la période de dosimétrie de cinq ans, qui a débuté le 1er janvier 2016 et s’est achevée le 31 décembre 2020, la dose efficace cumulative maximale reçue par un TSN du RNM a été de 15,94 mSv, ce qui est bien inférieur à la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 100 mSv par période de dosimétrie de cinq ans.

Les tableaux J-13 et J-14 présentent les doses équivalentes moyennes et maximales à la peau et aux extrémités des TSN de 2016 à 2020. En 2020, la dose individuelle maximale à la peau reçue par un TSN au RNM a été de 11,75 mSv, soit environ 2 % de la limite réglementaire de dose équivalente de la CCSN fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an.

En 2020, la dose individuelle maximale aux extrémités reçue par un TSN au RNM a été de 47,24 mSv, soit environ 9 % de la limite réglementaire de dose équivalente de la CCSN fixée à 500 mSv par période de dosimétrie d’un an.

Tableau J-13 : Statistiques sur la dose équivalente (à la peau) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, RNM, de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite de dose réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv) 0,45 0,50 0,55 0,59 0,59 --
Dose individuelle maximale à la peau (mSv) 4,28 4,23 6,25 11,75 11,09 500 mSv/an
Tableau J-14 : Statistique sur la dose équivalente (aux extrémités) reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, RNM, de 2016 à 2020
Données sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020 Limite de dose réglementaire
Dose moyenne aux extrémités (mSv) 6,90 6,21 5,84 6,86 4,78 --
Dose individuelle maximale aux extrémités (mSv) 42,00 43,96 38,09 47,24 29,24 500 mSv/an

Non-TSN au RNM

Les visiteurs et les entrepreneurs qui ne sont pas considérés comme des TSN reçoivent un dosimètre électronique personnel pour surveiller leur radioexposition durant leur présence au RNM. De 2016 à 2020, la dose efficace individuelle maximale à un visiteur ou un entrepreneur qui n’était pas un TSN a été de 0,017 mSv, ce qui est bien inférieur à la limite réglementaire de dose efficace de la CCSN fixée à 1 mSv par année civile pour un non‑TSN.

Réacteur SLOWPOKE-2 du Collège militaire royal du Canada

Les travailleurs du CMRC sont sujets à une exposition externe à des sources de rayonnement. Aucune dose à un TSN n’a été enregistrée au cours des cinq dernières années, soit au cours de la période de dosimétrie de cinq ans. En raison du faible potentiel de radioexposition, les doses aux travailleurs du CMRC devraient être inférieures à 1 mSv et sont donc comparées à la limite de dose efficace annuelle à un non-TSN (1 mSv). Les doses externes équivalentes et au corps entier sont déterminées à l’aide de dosimètres autorisés.

Aucun travailleur n’a reçu une dose supérieure au seuil de déclaration minimal du dosimètre (c.-à-d., moins de 0,1 mSv). La figure J-11 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux TSN du CMRC de 2016 à 2020. De 2018 à 2020, la dose efficace annuelle maximale à un TSN au CMRC a été de 0 mSv.

Figure J.11 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, CMRC, de 2016 à 2020
Figure J-11 : Version textuelle
Figure J-11: Statistiques sur la dose efficace reçue par les travailleurs du secteur nucléaire, CMRC, de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 0 0 0 0 0
Dose efficace maximale (mSv) 0 0 0 0 0
Nombre de non-travailleurs du secteur nucléaire contrôlés 11 10 8 10 8

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace un non-travailleur du secteur nucléaire est de 1 mSv/an.

De 2018 à 2020, aucun seuil d’intervention n’a été dépassé au CMRC. Au cours des cinq dernières années, les doses efficaces annuelles au CMRC sont demeurées stables et très faibles.

Réacteur SLOWPOKE-2 du Saskatchewan Research Council

En raison du faible potentiel d’exposition, le personnel du SRC est désigné en tant que non‑TSN, et la période de dosimétrie de cinq ans ne s’applique pas. Durant la vie entière de l’installation, les travailleurs n’ont qu’à de rares occasions dépassé le seuil de déclaration fixé à 0,1 mSv pour les dosimètres autorisés utilisés au SRC.

La figure J-12 présente les doses efficaces moyennes et maximales aux non-TSN du SRC de 2016 à 2020. De 2018 à 2020, la dose efficace annuelle maximale reçue par un non-TSN au SRC a été de 0,16 mSv, soit environ 16 % de la limite réglementaire de dose efficace annuelle de la CCSN fixée à 1 mSv. Cette dose a été reçue durant les activités de déclassement en 2020.

Figure J-12 : Statistiques sur la dose efficace reçue par les non-travailleurs du secteur nucléaire, Saskatchewan Research Council, de 2016 à 2020
Figure J-12 : Version textuelle
Figure J-12: Statistiques sur la dose efficace reçue par les non-travailleurs du secteur nucléaire, Saskatchewan Research Council, de 2016 à 2020
Statistiques sur les doses 2016 2017 2018 2019 2020
Dose efficace moyenne (mSv) 0 0 0 0 0.02
Dose efficace maximale (mSv) 0 0.28 0.12 0 0.16
Nombre de non-travailleurs du secteur nucléaire contrôlés 19 17 16 16 9

Remarque : La limite réglementaire de dose efficace un non-travailleur du secteur nucléaire est de 1 mSv/an.

De 2018 à 2020, aucun seuil d’intervention n’a été dépassé au SRC. Au cours des cinq dernières années, les doses efficaces annuelles au SRC sont demeurées stables et très faibles.

K. Données sur la santé et la sûreté

Tableau K-1 : Statistiques sur les incidents entraînant une perte de temps (IEPT), ITUSN et réacteurs de recherche, de 2016 à 2020
Installation Statistiques 2016 2017 2018 2019 2020
RBR IEPTNote de bas de page 17 0 0 0 0 0
Taux de gravitéNote de bas de page 18 0 0 0 0 0
Taux de fréquenceNote de bas de page 19 0 0 0 0 0
ICPH IEPT 4 1 2 0 0
Taux de gravité 2,40 1,67 7,58 0 0
Taux de fréquence 0,80 0,28 0,49 0 0
CFM IEPT 0 0 0 0 0
Taux de gravité 0 0 0 0 0
Taux de fréquence 0 0 0 0 0
BWXT-NEC IEPT 0 0 0 0 0
Taux de gravité 0 0 0 0 0
Taux de fréquence 0 0 0 0 0
SRBT IEPT 0 3 0 0 0
Taux de gravité 0 17,7 0 0 0
Taux de fréquence 0 7,6 0 0 0
Nordion IEPT 3 1 0 2 0
Taux de gravité 70,04 5,61 0 4,15 0
Taux de fréquence 2,32 0,93 0 0,69 0
BTL IEPT 3 1 2 2 0
Taux de gravité 37,61 15,00 8,21 5,47 0
Taux de fréquence 2,05 0,68 1,37 1,37 0
Polytechnique Montréal IEPT 0 0 0 0 0
Taux de gravité 0 0 0 0 0
Taux de fréquence 0 0 0 0 0
RNM IEPT 0 0 0 0 0
Taux de gravité 0 0 0 0 0
Taux de fréquence 0 0 0 0 0
CMRC IEPT 0 0 0 0 0
Taux de gravité 0 0 0 0 0
Taux de fréquence 0 0 0 0 0
SRC IEPT 0 0 0 0 0
Taux de gravité 0 0 0 0 0
Taux de fréquence 0 0 0 0 0

L. Événements à déclaration obligatoire

Installation Nombre d’événements
RBR 3
ICPH 8
CFM 1
BWXT-NEC Toronto 0
BWXT-NEC Peterborough 1
SRBT 0
Nordion 10
BTL 1
Polytechnique Montréal 1
RNM 1
CMRC 0
SRC 0
TOTAL 26

M. Liste des Nations et communautés autochtones relevées manifestant un intérêt pour les installations de traitement de l’uranium et des substances nucléaires

Région de Blind River (RBR)

  • Première Nation des Mississaugas
  • Nation Sagamok Anishnawbek
  • Première Nation de Serpent River
  • Première Nation de Thessalon
  • Nation métisse de l’Ontario (région no 4)

Installations dans les régions de Port Hope, Toronto et Peterborough (ICPH, CFM et BWXT-NEC à Toronto et à Peterborough)

  • Premières Nations visées par les Traités Williams, y compris la Première Nation d’Alderville, la Première Nation de Curve Lake, la Première Nation de Hiawatha, la Première Nation des Mississaugas de Scugog Island, la Première Nation des Chippewas de Beausoleil, la Première Nation des Chippewas de Georgina Island et la Première Nation des Chippewas de Rama
  • Première Nation des Mississaugas de Credit
  • Nation métisse de l’Ontario (régions 6 et 8)
  • Mohawks de la baie de Quinte

Installations dans la vallée de l’Outaouais (SRBT, Nordion et BTL)

  • Algonquins de l’Ontario
  • Première Nation des Algonquins de Pikwàkanagàn
  • Anishinabeg de Kitigan Zibi
  • Conseil Tribal de la Nation Algonquine Anishinabeg
  • Première Nation de Kebaowek
  • Nation métisse de l’Ontario (régions 5 et 6)
  • Mohawks de la baie de Quinte

N. Bénéficiaires du financement des participants pour le RSR des ITUSN et des réacteurs de recherche de 2020

Bénéficiaire

  • Première Nation de Curve Lake
  • Algonquins de l’Ontario

Pour obtenir des renseignements supplémentaires sur le Programme de financement des participants, consulter le site Web de la CCSN.

Notes de bas de page

Note de bas de page 1

Chaque numéro alphanumérique fait référence au permis détenu par le titulaire du permis.

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Note de bas de page 2

Le DSR Garanties et non-prolifération ne s’applique pas à SRBT étant donné que l’installation n’est assujettie à aucune condition de permis. SRBT gère une petite quantité d’uranium appauvri (inférieure à la quantité d’exemption en vertu du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement), utilisée en tant que support de stockage pour le tritium, et non pour ses propriétés radioactives.

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Note de bas de page 3

Les colis de type A et B sont classés et conçus conformément aux exigences applicables de la réglementation de l’AIEA.

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Note de bas de page 4

Le SRC n’a présenté aucun rapport annuel de conformité (RAC) pour 2020 puisque le déclassement de l’installation a été achevé en 2020. Il a plutôt soumis un rapport sur le déclassement à l’état final à l’appui de sa demande d’un permis d’abandon d’une installation nucléaire.

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Note de bas de page 5

Le SRC avait demandé un permis d’abandon que la Commission a délivré le 1er octobre 2021

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Note de bas de page 6

Cette installation de réacteur SLOWPOKE-2 appartient à la Défense nationale et est par conséquent la propriété de la Couronne. Les coûts associés au déclassement futur de cette installation incombent à la Défense nationale.

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Note de bas de page 7

Les activités de déclassement sont terminées, et la garantie financière n’est donc plus nécessaire. Le personnel de la CCSN a recommandé la libération des fonds de la garantie financière, ce qui sera exécuté si un permis d’abandon est délivré (CMD 21-H104).

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Note de bas de page 8

Les activités spécifiques de production de rapports et de vérification de l’AIEA sont en suspens.

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Note de bas de page 9

En 2016, l’ICPH a mis à jour les calculs des doses liées aux rejets dans l’eau et aux emplacements de surveillance du rayonnement gamma à la clôture périphérique servant à déterminer la dose au public. En 2017 et 2018, les doses ont semblé plus élevées que les années antérieures, mais il n’y a pas eu d’augmentation réelle des émissions ou des doses provenant de l’installation. Les résultats représentent une estimation beaucoup plus prudente de la dose au public, étant donné que l’emplacement de surveillance du rayonnement gamma à la clôture périphérique de l’installation est maintenant situé plus près de l’installation en exploitation que l’ancien emplacement, ce qui explique la hausse figurant au tableau. Pour cette raison, les résultats obtenus à partir de 2017 ne peuvent pas être comparés avec ceux des années précédentes.

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Note de bas de page 10

Aucune activité réalisée à l’intérieur de l’installation de BTL ne donne lieu au rejet de matières radioactives dans l’environnement.

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Note de bas de page 11

Ces valeurs ont été estimées par le personnel de la CCSN à l’aide d’un modèle d’évaluation des risques environnementaux propre au secteur.

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Note de bas de page 12

Aucun des puits d’eaux souterraines surveillés n’est utilisé pour l’eau potable. Les RQEPC sont axées sur la santé et sont représentatives des concentrations maximales acceptables.

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Note de bas de page 13

Indique les valeurs pour la station 13. Les résultats aux stations 2 et 13 servent aux calculs de dose au public au site 1 avant le 1er juillet 2019, et ceux des stations 2 et 10 servent aux calculs de dose au public au site 1 après le 1er juillet 2019 en raison de l’enlèvement de la station 13 au quai central.

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Note de bas de page 14

CFM est revenu à un programme triennal de surveillance des sols en 2010.

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Note de bas de page 15

La norme ontarienne pour l’uranium dans l’air ambiant est de 0,03 µg/m3.

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Note de bas de page 16

Seul le personnel qui travaille régulièrement dans la zone active fait l’objet d’un contrôle de la dose aux extrémités.

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Note de bas de page 17

Un IEPT est une blessure survenant au travail qui empêche la personne de reprendre son travail pendant une certaine période.

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Note de bas de page 18

Le taux de gravité des accidents mesure le nombre total de jours perdus en raison de blessures par 200 000 heures-personnes travaillées au site. Gravité = [(nbre de jours perdus au cours des 12 derniers mois) ÷ (nbre d’heures travaillées au cours des 12 derniers mois)] × 200 000.

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Note de bas de page 19

Le taux de fréquence des accidents mesure le nombre d’IEPT par 200 000 heures-personnes travaillées au site. Fréquence = [(nbre de blessures au cours des 12 derniers mois) ÷ (nbre d’heures travaillées au cours des 12 derniers mois)] × 200 000.

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