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CSA N288.1:F20
détails du produit
Préface
Le présent document constitue la quatrième édition de CSA N288.1, Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires. Il remplace les éditions antérieures publiées en 2014, 2008 et en 1987 et intitulées Guide de calcul des limites opérationnelles dérivées de matières radioactives dans les effluents gazeux et liquides durant l’exploitation normale des installations nucléaires.
Les principales modifications apportées à la présente édition sont les suivantes :
a) mise à jour de la structure des présentes lignes directrices en vue de les harmoniser à la série de normes CSA N288;
b) suppression du langage administratif des lignes directrices;
c) éclaircissements apportés afin de répondre aux recommandations des utilisateurs;
d) ajout des données sur le carbone stable pour les plantes et les invertébrés aquatiques;
e) uniformisation du langage dans l’ensemble des lignes directrices; et
f) mise à jour des directives sur les facteurs de transfert.
Le document d’information du GPC (Hart, 2013) a été révisé de concert avec cette quatrième édition; dans les présentes lignes directrices, la version mise à jour de ce document est intitulée Derived Release Limits Guidance du GPC ou OLG (Hart, 2019).
Les utilisateurs de ces lignes directrices sont priés de se rappeler que le choix de l’emplacement, la conception, la fabrication, la construction, l’installation, la mise en service, l’exploitation et le déclassement des installations nucléaires au Canada sont soumis à la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et ses règlements d’application.
Les normes CSA de la série N fournissent un ensemble interrelié d’exigences relatives à la gestion des installations et des activités nucléaires. La CSA N286 énonce les directives générales de gestion pour élaborer et mettre en oeuvre de saines pratiques et mesures de contrôle; les autres normes CSA du secteur nucléaire stipulent les exigences techniques et les lignes directrices relatives au système de gestion. Ces lignes directrices sont censées être utilisées de concert avec CSA N286. Elles ne reproduisent pas les exigences générales de CSA N286, mais peuvent fournir des directives plus précises relatives à ces exigences.
Groupe CSA tient à remercier Said Hamlat qui a bien voulu effectuer la vérification de l’exactitude technique de la version française de cette norme.
Domaine d’application
1.1 Installations
Ces lignes directrices et l’OLG s’appliquent surtout aux centrales nucléaires CANDU au Canada. Les radionucléides et les voies de l’environnement dont elles traitent permettent toutefois de l’appliquer aux rejets de nombreuses autres installations nucléaires, notamment de réacteurs de recherche, d’installations de traitement des radio-isotopes, d’installations de traitement des déchets telles que les incinérateurs, ainsi que de réacteurs de puissance autres que CANDU, sous réserve des limites précisées aux articles 1.2 à 1.8. Les radionucléides dont il est question ici (voir l’article 4.3) limitent l’application à d’autres types d’installations comme les usines de fabrication de combustible et les raffineries. Ces lignes directrices peuvent être adaptées à certains besoins d’installations semblables, mais il faudra sans doute utiliser d’autres modèles ou méthodes pour les autres installations. Cependant, ni les radionucléides ni les modèles abordés dans ces lignes directrices ne sont suffisamment complets pour englober les rejets de sources comme les mines et les usines de concentration d’uranium permanentes, ou les installations de stockage géologiques permanentes de gestion des déchets. De plus, les voies sont incomplètes pour toute installation où une modélisation complète des voies des eaux souterraines s’impose.
1.2 Voies des rejets
Les lignes directrices traitent des rejets atmosphériques et dans les eaux de surface (eau douce et eau de mer). Elles ne portent pas sur les rejets dans les eaux souterraines, mais prennent en compte les transferts d’autres milieux vers les puits d’eaux souterraines et les étangs. L’irradiation gamma directe due à la radioactivité présente dans l’installation n’est pas modélisée parce qu’elle ne sous-entend pas un rejet.
1.3 Durée des rejets
Les méthodes décrites dans ces lignes directrices visent particulièrement les émissions de faible intensité courantes et continues. Elles s’appliquent également aux rejets périodiques de courte durée (voir l’article 8.2), dans la mesure où :
a) les rejets sont contrôlés et liés à une exploitation normale;
b) le taux de rejet est sensiblement le même d’un évènement à l’autre;
c) la durée totale des rejets atmosphériques dépasse environ 1000 heures dans l’année; au moins un ou deux rejets dans l’eau se produisent pendant chaque mois de l’année; et
d) les rejets surviennent au hasard au fil du temps.
Si l’alinéa d) n’est pas respecté, mais que les rejets surviennent généralement à un moment donné de la journée ou de l’année, ces lignes directrices ne s’appliquent que si les concentrations dans l’air ou dans l’eau sont calculées à partir des données météorologiques ou hydrologiques en vigueur à ce moment-là.
Notes :
1) Si le calcul des rejets non aléatoires se fait à partir de données opportunes et pertinentes, il est alors possible d’assouplir les conditions quant à la fréquence des rejets.
2) Lorsque les rejets ne respectent pas ces conditions, il est possible d’utiliser un autre modèle, notamment celui que spécifie CSA N288.2 au sujet des rejets atmosphériques.
3) Certaines installations produisent des rejets intermittents de façon prévisible comme des pointes dans un rejet continu. Il est possible de considérer ces rejets comme faisant partie des émissions courantes et incluses dans la LOD sans traitement spécial si l’activité nucléaire totale émise de façon intermittente est inférieure d’environ 30 % aux émissions totales de l’installation. Cette réduction de 30 % représente une petite fraction de l’incertitude globale des estimations de LOD.
1.4 Contaminants
Ces lignes directrices s’appliquent aux effets des rayonnements des radionucléides, et non pas aux produits chimiques ou à la toxicité chimique des radionucléides.
1.5 Récepteurs
Le modèle pourrait être utilisé pour calculer les doses ou les limites de rejet pour une personne représentative possédant les caractéristiques moyennes d’un groupe d’individus qui, en raison de leur lieu d’habitation et de leurs modes de vie, risquent d’être soumis aux expositions les plus élevées à un radionucléide donné émis par une source précise (voir l’article 4.2). Ces lignes directrices ne s’appliquent pas aux travailleurs du secteur nucléaire (TSN), ni aux personnes qui oeuvrent dans une installation nucléaire sans être des travailleurs du secteur nucléaire, qui bénéficient de programmes de radioprotection sur place. Les LOD calculées à l’aide des modèles spécifiés dans les présentes lignes directrices s’appliquent uniquement aux récepteurs humains; toutefois, les modèles pourraient être utilisés à l’appui des calculs de dose pour les biotes non humains.
1.6 Validité de la distance sous le vent
Ces lignes directrices ne s’appliquent pas aux récepteurs situés à proximité d’une source soumise à la turbulence produite par un bâtiment, parce que le modèle de dispersion atmosphérique ne simule pas hauteurs de bâtiment sous le vent, ces lignes directrices ne s’appliquent qu’au-delà de cette distance. En outre, au-delà d’une distance d’environ 20 km de l’installation, le modèle de dispersion devrait être utilisé avec précaution, car l’hypothèse de conditions météorologiques stables implicite dans le modèle devient moins valide à de plus grandes distances. Dans la pratique, ceci ne pose pas réellement un problème puisque la personne représentative se trouve habituellement à moins de 20 km de l’installation.
1.7 Spécificité du site
Les valeurs de paramètres locaux devraient être utilisées autant que possible lors de l’application de modèles à un site particulier. En l’absence de valeurs locales, les valeurs par défaut que fournissent ces lignes directrices pour la région située à proximité du site en question peuvent être utilisées. Ces valeurs régionales représentent les conditions propres aux principaux sites nucléaires au Canada (c.-à-d., Pickering/Darlington, Bruce, LCR, G-2 et Point Lepreau), mais elles peuvent être considérées comme des valeurs par défaut pour les régions du sud, de l’ouest et de l’est de l’Ontario, du Québec et des provinces maritimes respectivement. Voici quelques éléments qui rendent les sites uniques : topographie (p. ex., escarpement, vallée de la rivière, effet de lac), proximité avec les étendues d’eau, vents courants et rugosité de surface.
1.8 Niveau de complexité
1.8.1 Approches simplifiées
Les modèles décrits dans ces lignes directrices sont complets et comprennent, dans certains cas, une quantité considérable de détails. Un tel niveau de complexité ne convient pas nécessairement à toutes les évaluations. Des approches moins complexes, comptant un moins grand nombre de voies et/ou de détails, pourraient convenir dans certaines circonstances. Toute voie qui, selon toute évidence, contribue très peu à la dose totale peut être négligée. Des modèles simplifiés comme ceux que décrit le Rapport de sûreté série n° 19 de l’AIEA peuvent alors être utilisés, pourvu que l’utilisation d’une approche simplifiée soit justifiée.
Note : Il n’est pas nécessaire, par exemple, de prendre en compte les points suivants :
a) les radionucléides qui ne sont pas émis par le site en cause; et
b) les voies liées à des puits qui ne constituent pas une source d’eau pour les membres du public demeurant à proximité du site.
1.8.2 Paramètres de transfert par défaut
Il existe une approche simplifiée permettant d’appliquer ces lignes directrices sans mise en oeuvre des modèles. L’annexe A présente les paramètres de transfert par défaut pour chaque radionucléide de chaque voie prévue dans le modèle, de même que les hypothèses adoptées au moment du calcul des valeurs. Si les hypothèses conviennent à l’application en question, ces valeurs par défaut peuvent servir à évaluer les LOD sans mettre en oeuvre le modèle lui-même, comme le démontre l’annexe B. Cette mesure permet d’accéder sans problème à l’ensemble des modèles et des valeurs des paramètres mentionnés dans ces lignes directrices. Comme le calcul des valeurs des paramètres par défaut a permis l’établissement d’hypothèses conservatives, les valeurs de LOD calculées selon cette approche seront plus conservatives que celles obtenues à l’aide du modèle.
Les paramètres de transfert par défaut pourraient également être appliqués pour effectuer une évaluation initiale, combinée à une analyse de sensibilité, afin de déterminer les voies de transfert ou les radionucléides qui nécessitent d’autres efforts pour réduire l’incertitude du modèle au moyen de l’application de mesures propres au site (voir OLG : Appendice J).
1.9 Terminologie
Dans ces lignes directrices, le terme « devrait » indique une recommandation ou ce qu’il est conseillé mais non obligatoire de faire; et « peut » indique une possibilité ou ce qu’il est permis de faire.
CSA N288.1:20
Guidelines for modelling radionuclide environmental transport, fate, and exposure associated with the normal operation of nuclear facilities
CSA N288.1:F20
Lignes directrices pour la modélisation du transport, du devenir et de l’exposition dans l’environnement des radionucléides associés à l’exploitation normale des installations nucléaires
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