Amélioration du système de sûreté du réacteur national de recherche universel d'énergie atomique du canada limitée et processus d'autorisation et de surveillance de la commission canadienne de sûreté nucléaire

IX. Raisons de l’arrêt prolongé du réacteur après sa mise à l’arrêt initiale en novembre 2007

Le 5 novembre 2007, l’inspecteur de la CCSN aux LCR a découvert un extrait dans le manuel de fonctionnement du système électrique du réacteur NRU qui indiquait que les PPEL P-104 et P-105 n’étaient pas raccordées au SAEU. L’inspecteur était surpris. Le 7 novembre 2007, EACL a confirmé par écrit [1] que les PPEL n’étaient pas raccordées au SAEU. Lors d’une réunion mensuelle de la CCSN avec EACL, tenue le 8 novembre 2007, EACL a confirmé à nouveau que les PPEL n’étaient pas raccordées au SAEU. Le personnel de la CCSN s’est inquiété du fait que la condition physique de la centrale ne correspondait pas aux fondements d’autorisation et de sûreté. Le 14 novembre 2007, EACL a indiqué verbalement à la CCSN (1) qu’il y avait une différence entre le RFAS de 2007 et l’installation physique, (2) qu’elle se servirait du processus d’EET d’un autre titulaire de permis de réacteur nucléaire canadien pour l’évaluation et qu’elle procéderait à une analyse de la cause profonde.

Le réacteur NRU s’est déclenché le 16 novembre 2007. EACL a informé la CCSN des résultats de son évaluation de l’exploitabilité technique, lesquels indiquaient que le réacteur NRU fonctionnait dans les limites de son enveloppe de sûreté. EACL a avisé la CCSN que le réacteur redémarrerait plus tard cette journée-là. Le réacteur a été redémarré le 16 novembre 2007, alors qu’on savait que les PPEL n’étaient pas raccordées au SAEU et que le personnel de la CCSN considérait que cette condition n’était pas conforme aux fondements d’autorisation et au dossier de sûreté3. Bien qu’une EET ait été réalisée avant le redémarrage du réacteur [63], le processus appliqué n’avait pas été élaboré ni officiellement approuvé pour le réacteur NRU. Cependant, l’équipe Talisman a été informée du fait que l’ingénieur en chef des LCR avait approuvé la procédure avant son utilisation en novembre 2007.

Le 19 novembre 2007, le réacteur NRU a été mis à l’arrêt pour un entretien prévu de quatre jours. Le personnel de la CCSN a informé EACL de ses préoccupations quant à l’étendue et aux conclusions de l’EET et l’a informé qu’il rédigait une lettre dans laquelle il décrivait sa position et ses préoccupations et recommandait qu’EACL ne redémarre pas le réacteur (redémarrage prévu pour le jeudi 22 novembre en soirée). EACL a alors informé la CCSN par écrit [2] que le réacteur ne serait pas redémarré et demeurerait en arrêt prolongé afin de poursuivre l’installation des dispositifs de démarrage des moteurs en CC qualifiés sur les pompes P-104 et P-105 et de terminer le processus d’EET. La CCSN n’a pas envoyé la lettre. EACL a dit qu’elle ferait des comptes rendus quotidiens et qu’elle consulterait la CCSN avant de redémarrer le réacteur.

L’équipe du NRU a effectué deux actions en parallèle pour résoudre le problème : (1) raccorder les deux PPEL au SAEU et (2) soumettre un dossier de sûreté avec le fonctionnement d’une seule pompe et le faire approuver. De la mi-novembre à la mi-décembre, les dates d’achèvement prévues de ces deux actions changeaient à mesure que les travaux progressaient et qu’on comprenait mieux la situation. L’équipe du NRU changeait sa méthode privilégiée de réussite à mesure que la date d’achèvement d’une action dépassait l’autre.

Le 29 novembre 2007 [3], EACL a officiellement soumis un dossier de sûreté pour autoriser le redémarrage du réacteur avec une seule pompe (P-105) raccordée au SAEU. Le personnel d’EACL et de la CCSN ont convenu qu’une solution rapide serait improbable. EACL a annoncé à la CCSN, le 2 décembre 2007 [4], qu’elle laissait tomber cette option et qu’elle redémarrerait le réacteur uniquement lorsque les deux pompes seraient raccordées au SAEU. Le 7 décembre 2007 [5], EACL a demandé une approbation réglementaire afin de modifier l’autorisation d’installation pour autoriser l’exploitation du réacteur avec une seule pompe raccordée au SAEU, pendant une période limitée. Le personnel de la CCSN, dans des lettres datées du 7 décembre 2007 [6] et du 10 décembre 2007 [7], a informé EACL qu’un dossier de sûreté complet et qu’une demande de modification de permis étaient requis avant que la question ne soit soumise à la Commission. Par la suite, le ministre des Ressources naturelles et le ministre de la Santé ont écrit aux présidents de la CCSN et d’EACL, le 10 décembre 2007 [8, 9], afin de les inciter à travailler ensemble pour redémarrer le réacteur en toute sécurité, en tenant compte des personnes qui dépendent des isotopes médicaux produits par le réacteur NRU. Le réacteur est demeuré à l’arrêt. Les 11 et 12 décembre 2007, la Chambre des communes et le Sénat ont passé, respectivement, une loi [10] autorisant EACL à exploiter le réacteur NRU pendant 120 jours sous certaines conditions. Le réacteur a été redémarré le 16 décembre 2007 et la production d’isotopes médicaux a repris dans les jours suivants.

L’équipe Talisman a conclu qu’une autre raison importante de l’arrêt prolongé du réacteur, qui a débuté en novembre 2007, est que les cadres supérieurs de la CCSN considéraient que le réacteur fonctionnait à l’extérieur des limites de ses fondements d’autorisation, car le raccord au SAEU était absent. Il fallait donc une modification au permis pour approuver l’exploitation du réacteur avec une configuration différente. Puisque le personnel de la CCSN n’avait pas le pouvoir d’autoriser une modification de permis, il devait préparer du matériel explicatif et un dossier de sûreté qui seraient soumis à la Commission afin qu’elle étudie et approuve la modification au permis. Par conséquent, le personnel de la CCSN a demandé à EACL de lui soumettre un dossier de sûreté et une demande de modification qu’il devait examiner et analyser avant de demander une réunion de la Commission pour étudier la nouvelle configuration. La préparation de ces renseignements sur la sûreté et l’examen de ces renseignements par le personnel de la CCSN prolongeaient clairement la durée de l’arrêt.

Observation (26) - Application des exigences réglementaires (E) et formation

L’inspecteur sur le site aux LCR a décelé un problème potentiel et l’a porté avec succès à l’attention de la haute direction de la CCSN et des responsables du réacteur NRU.

Recommandation

L’exemple donné par l’inspecteur sur place devrait servir d’exemplaire de référence dans la formation sur l’application des exigences réglementaires mentionnée à la recommandation C-E-2.

Observation (27) - Permis d’exploitation (OL)

La CCSN n’a aucune définition pour les « fondements d’autorisation » dans ses règlements, ses politiques, ses normes ou ses guides de réglementation. Les entrevues avec le personnel et les gestionnaires de la CCSN n’ont pas permis de produire une définition uniforme des « fondements d’autorisation ». Par contre, tous semblent s’entendre sur ceci :

Fondements d’autorisation = (1) Les exigences et les conditions de permis imposées par la CCSN, (2) les fondements d’autorisation incluent les exigences et conditions décrites dans les documents cités en renvoi dans le permis d’exploitation, et (3) l’information (documents à l’intention des commissaires, matériel de présentation et témoignages) fournie aux commissaires et sur laquelle ils fondent leur décision pour la délivrance d’un permis d’exploitation.

Si l’information présentée à la Commission, et sur laquelle la Commission se fonde pour octroyer un permis d’exploitation, n’est pas incorporée dans le permis ou dans des documents cités en renvoi dans le permis, elle n’est pas abordée dans les règlements. Il n’existe aucun processus réglementaire pour remédier aux dérogations à l’information utilisée par les commissaires pour rendre une décision si cette information n’est pas incluse dans le permis d’exploitation. Le personnel de la CCSN considérait que le raccord des PPEL au SAEU faisait partie des « fondements d’autorisation », mais il n’existe aucun document réglementaire qui définit ce terme. La surveillance réglementaire est compliquée par le fait que la CCSN n’a pas de définition officielle des « fondements d’autorisation » ni des conséquences possibles lorsqu’un titulaire de permis exploite son installation à l’extérieur des fondements d’autorisation. Il n’existe aucune compréhension commune, entre la CCSN et EACL, de ce qui constitue les fondements d’autorisation du réacteur NRU et de ce qui doit être pris en compte dans le permis d’exploitation.

Recommandation

C-OL-6 : La CCSN devrait publier une définition du terme « fondements d’autorisation » qui inclut les engagements et les déclarations sur lesquelles les commissaires se fondent pour approuver un permis d’exploitation. La CCSN devrait aussi définir d’autres termes d’utilisation commune, en plus des « fondements d’autorisation », dans un document d’application de la réglementation.

Réponse de la direction de la CCSN
La CCSN examinera la définition de « fondements d’autorisation » qui figure dans le document d’application de la réglementation RD-360 et élaborera tout document d’orientation supplémentaire pour préciser les conditions d’application aux installations existantes. Ceci sera terminé d’ici le 30 septembre 2008. On utilisera un Compte rendu des décisions pour bien comprendre la décision de la Commission.

A-OL-1 : EACL devrait clairement définir les critères d’autorisation (p. ex. les demandes de permis doivent inclure l’autorisation d’installation à jour, le RFAS et les CLE avec leur fondement) du permis d’exploitation du réacteur NRU afin que les critères d’autorisation futurs soient clairs.

Réponse de la direction de l’EACL
EACL convient du fait que les fondements d’autorisation du réacteur NRU (et des autres installations nucléaires) devraient être clairement établis; elle amorce une initiative majeure pour faire en sorte que les fondements d’autorisation se reflètent bien dans la documentation de l’installation et des programmes (voir la recommandation globale 13).

Observation (28) - Processus d’évaluation rapide d’un mode de fonctionnement intérimaire (AIO)

EACL n’a pas su évaluer rapidement et justifier la sûreté de l’exploitation continue du réacteur NRU à la satisfaction du personnel de la CCSN lorsqu’elle a appris que les PPEL n’étaient pas raccordées au SAEU.

Un processus spécial d’évaluation des modifications temporaires urgentes ou d’exercice de pouvoirs discrétionnaires dans l’application des exigences réglementaires permettrait à la CCSN d’évaluer rapidement la santé et la sécurité du public relativement à un mode de fonctionnement intérimaire, avec la mise en place de mesures de compensation supplémentaires. Le personnel de la CCSN n’a pas en place de processus officiel efficace pouvant servir pour ce type de situation. Le processus pour les modifications aux permis de catégorie I ou l’exercice de pouvoirs discrétionnaires dans l’application des exigences réglementaires est « ad hoc » et ne semble pas en mesure d’appuyer les demandes urgentes.

Recommandations

C-AIO-1 : La CCSN devrait mettre en place un processus officiel d’examen des demandes urgentes pour des modifications de permis temporaires ou d’exercice de pouvoirs discrétionnaires dans l’application des exigences réglementaires. Ce processus servirait à autoriser l’exploitation continue d’un réacteur dans des conditions particulières. Ces conditions particulières incluent un temps violent, des tests de surveillance ratés, l’absence de pièces de rechange, un rcanoe seau électrique dégradé, etc. Les réacteurs en exploitation font face à de telles situations de temps à autre. Ce processus permettrait aux exploitants de demander l’autorisation de poursuivre l’exploitation du réacteur. Fréquemment, cette approbation repose sur une utilisation temporaire de mesures de compensation ou d’autres moyens appropriés d’assurer la sûreté, même si le réacteur ne répond pas à certaines conditions précises.

Réponse de la direction de la CCSN
Dans le cadre de la documentation du processus d’autorisation, la CCSN étayera un sous-processus d’examen pour toutes les modifications aux permis, y compris les modifications temporaires. Un calendrier d’achèvement des travaux sera prêt pour septembre 2008. Pour plus de renseignements sur les examens et les approbations, consultez la recommandation C-AIO-2. (Voir la réponse à la recommandation C-E-4 en ce qui a trait à l’application discrétionnaire de la loi.)

C-AIO-2 : La CCSN devrait publier un guide destiné à l’industrie qui expliquerait comment procéder pour demander l’exploitation continue d’une installation dans des conditions irrégulières. Le guide préciserait également l’information à soumettre à la CCSN.

Réponse de la direction de la CCSN
EACL s’emploie à adapter et adopter un processus appelé « Évaluation de l’exploitabilité technique » (EET) dont se servent actuellement les exploitants des centrales nucléaires. La CCSN fournira à EACL des lignes directrices et exercera une surveillance réglementaire pour s’assurer que le processus permet d’identifier et d’évaluer efficacement les conditions irrégulières ainsi que d’identifier et de mettre en œuvre les mesures d’atténuation nécessaires pour garantir une exploitation sécuritaire continue dans ces conditions. La CCSN officialisera et documentera ses processus internes qui nécessitent des examens et des approbations pour l’exploitation continue du réacteur NRU. Le processus identifiera clairement les rôles, les responsabilités, les pouvoirs et les responsabilités du personnel de la CCSN, de la direction et de la Commission pour permettre d’examiner les demandes relatives à l’exploitation du réacteur NRU dans des conditions irrégulières et d’y répondre en temps opportun. Un processus intérimaire sera mis en place avant le 30 septembre 2008 et entièrement documenté d’ici le 31 janvier 2009.

A-AIO-1 : En attendant la publication du guide de la CCSN recommandé ci-dessus, EACL devrait revoir, approuver et mettre en place un processus d’EET qui s’aligne sur les pratiques exemplaires du secteur nucléaire dans ce domaine. Le processus peut être similaire à celui utilisé en novembre 2007, mais devrait être spécifiquement conçu et utilisé pour l’évaluation des conditions irrégulières d’exploitation du réacteur NRU. Le processus devrait comprendre des actions et des évaluations ainsi que des critères d’acception en lien avec les exigences réglementaires, le dimensionnement, la fonction de sûreté et l’analyse de sûreté. EACL devrait partager cette procédure avec la CCSN.

Réponse de la direction de l’EACL
EACL élabore actuellement un processus d’évaluation d’exploitabilité technique à des fins d’application aux questions liées aux découvertes relativement à l’exploitation des installations. Cette procédure fera en sorte que la sûreté de l’exploitation ne soit pas compromise et que les exigences réglementaires continuent d’être respectées. Elle sera communiquée au personnel de la CCSN (voir la recommandation globale 4).

A-AIO-2 : EACL devrait renforcer ses programmes d’évaluation de la gestion du risque (notamment l’utilisation d’outils pour les études probabilistes de la sûreté) afin d’appuyer leur utilisation dans le processus d’évaluation de la sûreté.

Réponse de la direction de l’EACL

Observation (29) - Programme de mesures correctives (CAP)

Après avoir découvert que les PPEL n’étaient pas raccordées au SAEU, le problème a été signalé et traité par EACL à l’aide du PMC (IMPACT). L’équipe Talisman a examiné les déterminations d’exploitabilité et de signalement du NRU. Dans le cas présent, parce que le permis d’exploitation n’était pas clair, les responsables du site ainsi que le personnel responsable des permis et de l’ingénierie auraient dû faire une recherche plus poussée sur la condition signalée, le permis d’exploitation et les fondements d’autorisation et auraient dû consulter la CCSN pour caractériser adéquatement le problème.

De plus, la procédure du PMC pour le réacteur NRU, le processus des Mesures d’amélioration (IMPACT) et la procédure CW-514300-PRO-392 ne fournissent pas suffisamment de détails sur comment et quand déterminer ou évaluer l’exploitabilité de systèmes ou de composants dégradés ou encore sur la façon de signaler ce problème.

Recommandation

A-CAP-1 : EACL devrait vérifier le caractère adéquat des évaluations du signalement réalisées dans le cadre du PMC.

Réponse de la direction de l’EACL
EACL inclura un examen de l’efficacité des évaluations dans son plan d’autoévaluation aux fins d’autorisation.

Observation (30) - Application (E)

Le réacteur NRU a été redémarré le 16 novembre 2007, alors qu’on savait que les PPEL n’étaient pas raccordées au SAEU et que cette condition constituait peut-être une infraction aux fondements d’autorisation. Le personnel de la CCSN n’a pas pris de mesure d’application et a autorisé le redémarrage du réacteur.

Recommandation

Les recommandations C-E-1 et C-E-2 ci-dessus donneront suite à cette observation.

Observation (31) - Programme de mesures correctives (PMC)

L’équipe Talisman a relevé plusieurs exemples du faible rendement du PMC. En voici quelques-unes :

EACL a effectué une EET à l’aide d’un processus qui n’était pas conçu, ni approuvé officiellement pour le réacteur NRU et n’a pas reconnu qu’il s’agissait d’une activité importante pour la sûreté qui aurait dû être exécutée en conformité avec une procédure approuvée. Le processus d’EET a été appliqué sans respecter la marche à suivre pour la publication de procédures.

L’analyse de la cause profonde réalisée sur l’absence de raccord au SAEU n’a pas évalué en profondeur la dérogation. Aucun document sur des mesures correctives n’a été produit pour les nombreux problèmes programmatiques discutés ci-dessus. La violation apparente du permis d’exploitation, à partir du 1er janvier 2006 jusqu’à la période d’autorisation du permis actuel, n’a pas été inscrite et réglée dans un document de mesures correctives.

Dans un rapport d’analyse interne d’EACL publié en juin 2006 et intitulé Chalk River Laboratories Regulatory Issues Assessment Report [64], l’équipe d’évaluation de la réglementation a conclu ce qui suit :

1. EACL n’a pas reconnu et rapidement réglé avec efficacité les problèmes importants décelés par l’organisme de réglementation. Les autoévaluations subséquentes d’EACL ont confirmé les préoccupations de la CCSN et mené à la prise de mesures correctives.

2. La responsabilité générale des questions de réglementation au sein d’EACL n’était pas toujours clairement établie. Le processus administratif de priorisation et de suivi des questions de réglementation n’était pas suffisamment efficace.

3. L’importance d’une conformité opportune et complète aux exigences réglementaires n’était pas uniformément reflétée dans les priorités d’EACL et dans ses actions. La traçabilité des exigences réglementaires relativement aux documents d’exploitation et de gouvernance d’EACL doit être améliorée.

4. EACL n’a pas été suffisamment proactive pour demander des précisions lorsque les exigences et les attentes de la CCSN n’étaient pas claires et n’a pas non plus fait de suivi proactif des demandes de la CCSN afin de s’assurer que les préoccupations du personnel de la CCSN avaient été adéquatement réglées.

Il s’agissait là d’une occasion ratée, car l’autoévaluation avait relevé des problèmes similaires à ceux que l’équipe Talisman a décelés. Si un rapport sur les déficiences du Programme de mesures correctives avait été produit et que l’étendue de la condition avait été examinée, EACL aurait pu détecter plus tôt le problème des mises à niveau au réacteur NRU.

En août 2005, le Manuel d’exploitation du SAEU indiquait que la connexion aux PPEL était disponible. Mais, lorsque le manuel a été publié, les PPEL n’avaient pas été connectées. Cet écart aurait dû être documenté et réglé dans le PMC (IMPACT).

Recommandations

A-CAP-2 : EACL devrait évaluer l’efficacité de son PMC.

Réponse de la direction de l’EACL
EACL prévoit un examen de l’efficacité de son processus ImpAct dans le cadre du plan d’autoévaluation (amélioration du rendement et surveillance nucléaire). De plus, le plan d’évaluation indépendante de la surveillance nucléaire pour 2008-2009 inclut un audit du programme OPEX, y compris ImpAct (voir la recommandation globale 15).

A-CAP-3 : EACL devrait continuer de renforcer la capacité d’analyse de la cause profonde du personnel responsable du NRU et donner une formation sur les techniques d’analyse de la cause profonde.

Réponse de la direction de l’EACL
EACL donnera de la formation additionnelle sur la méthode d’analyse des causes profondes : une semaine de formation sur l’analyse des causes profondes en septembre 2008 par et pour des pairs de l’industrie, la participation aux activités du groupe de travail sur les mesures correctives du Groupe de propriétaires du CANDU, un rôle clé dans la mise sur pied d’un groupe de travail sur l’analyse des causes profondes composé de praticiens qui permettra aux pairs de l’industrie de partager des idées et des méthodes, et une formation ciblée sur l’analyse des causes profondes en octobre 2008 par un tiers expert (voir la recommandation globale 15).

Observation (32) - Étude probabiliste de la sûreté (PSA)

La CCSN et EACL n’ont pas su estimer rapidement le risque supplémentaire engendré par l’exploitation temporaire du réacteur dans des conditions dégradées. EACL et la CCSN n’avaient pas incorporé les objectifs de sûreté associés aux mises à niveau du NRU, que ce soit directement dans le permis d’exploitation, soit indirectement par l’entremise de l’AI ou du RFAS. De plus, ni la plus récente EPS, ni l’EPS antérieure d’EACL n’avait été approuvée par la CCSN. Par conséquent, lorsque la CCSN et EACL ont essayé d’évaluer le risque supplémentaire associé au raccord incomplet des PPEL au SAEU, elles n’ont pu s’entendre rapidement sur la question. L’utilisation du risque, qu’elle soit qualitative ou quantitative (c.-à-d. une étude probabiliste de la sûreté), aurait pu servir comme donnée pour évaluer l’impact d’une condition temporaire. Le titulaire de permis aurait eu à soumettre une évaluation de la condition temporaire proposée avec un calcul indépendant du risque supplémentaire. Le personnel de la CCSN aurait pu ensuite procéder à un calcul indépendant ou à une évaluation indépendante en vue de vérifier l’évaluation d’EACL, y compris la sûreté améliorée par les mesures de compensation. Des mesures de compensation auraient pu être déterminées et mises en œuvre, en compagnie d’autres actions et considérations qui justifient une exploitation temporaire sûre.

Recommandations

J-PSA-1 : EACL et la CCSN devraient, toutes deux, élaborer leur propre méthode d’évaluation des risques associés à des configurations spécifiques du réacteur NRU.

Réponse de la direction de la CCSN
En accord avec la réponse à la recommandation C-OL-2, la CCSN et EACL élaboreront conjointement un calendrier pour examiner et approuver l’étude probabiliste de la sûreté du NRU et résoudre les questions connexes ainsi que pour passer à la mise en œuvre. Le plan et le calendrier d’achèvement des travaux seront prêts pour le 30 septembre 2008.

Réponse de la direction de l’EACL
EACL collaborera avec le personnel de la CCSN dans le but de faire approuver l’étude probabiliste de la sûreté du réacteur NRU aux fins des évaluations des risques (voir les recommandations globales 4 et 6).

J-PSA-2 : EACL et la CCSN devraient fixer des objectifs de sûreté pour le réacteur NRU.

Réponse de la direction de la CCSN
La CCSN collaborera avec EACL pour examiner les objectifs de sûreté du NRU et veiller à ce qu’ils soient clairs. Le plan et le calendrier d’achèvement des travaux seront prêts pour le 30 septembre 2008.

Réponse de la direction de l’EACL
EACL collaborera avec la CCSN pour l’établissement des objectifs de sûreté pour le réacteur NRU (voir la recommandation globale 4).

3 On prend note que la condition générale 1.1 du permis d’exploitation NRTEOL stipule que la Commission ou une personne autorisée par celle-ci est la seule autorité pouvant interpréter les conditions de ce permis.

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