CAN3-N290.1-80 (R2011)

Domaine d’application

1.1
La présente norme porte surtout sur la sûreté nucléaire des systèmes d'arrêt, c'est-à-dire leur capacité de mettre fin à une réaction nucléaire lorsqu'il y a possibilité de danger. Elle reconnaît toutefois que des déclenchements inutiles répétés du système d'arrêt ne font que fatiguer indûment la centrale nucléaire et risquent même d'entraîner la défaillance prématurée du système et de ses composants.

La présente norme vise donc à satisfaire les deux objectifs suivants:

(a) S'assurer du bon fonctionnement des systèmes d'arrêt au moment opportun; 
(b) Minimiser leur déclenchement lorsque les risques d'accident sont inexistants.

1.2
La présente norme s'applique à tous les composants d'un système d'arrêt et vise toutes les disciplines de génie entrant en jeu dont la mécanique, les méthodes, l'électricité et la conception de l'instrumentation et des systèmes de commande.

1.3
Tous les systèmes utilisés dans les centrales nucléaires CANDU appartiennent à une des deux catégories suivantes:

(a) Systèmes fonctionnels. Cette catégorie comprend tous les systèmes nucléaires et classiques nécessaires au fonctionnement de la centrale dans toute condition donnée pouvant se produire au cours de la vie de la centrale;
(b) Systèmes spéciaux de sûreté. Cette catégorie comprend les systèmes expressément incorporés dans les plans originaux afin d'empêcher la défaillance des systèmes fonctionnels de la centrale ou de limiter les conséquences de telle défaillance de faço n à s'assurer que les libérations de substance radioactive résultantes auxquelles sont exposés le public et l'environnement respectent les tolérances admises.

1.4
Les systèmes spéciaux de sûreté comprennent: un ou deux systèmes d'arrêt, un système d'injection de liquide pour refroidissement d'urgence de coeur et un système de confinement. Les systèmes d'arrêt surveillent les conditions existant dans la centrale et mettent fin, au besoin, à la réaction nucléaire (déclenchement du réacteur) de façon que les autres systèmes de la centrale puissent assurer la sécurité du public.

Note: Le principe expliquant l'intégration de ces systèmes dans les plans originaux fait l'objet du document intitulé Reactor Licensing and Safety Requirements, rédigé par D.G. Hurst et F.C. Boyd, 72-CNA-102.

1.5
La présente norme ne s'applique qu'aux systèmes d'arrêt. Lorsq ue la conception de la centrale prévoit deux systèmes d'arrêt, la présente norme doit être appliquée de la même façon pour chacun des deux.

Il est à remarquer que selon le document d'autorisation no 13 de la Commission de contrôle de l'énergie atomique, intitulé L'utilisation de deux systèmes d'arrêt des réacteurs, en date du 11 janvier 1977, tous les réacteurs nucléaires dont la construction a été autorisée au Canada après le 1er janvier 1977 doivent comporter deux systèmes d'arrêt distincts, sauf approbation contraire de la Commission de contrôle de l'énergie atomique.

1.6
La base de calcul relative aux systèmes d'arrêt d'une centrale nucléaire donnée doit être déterminée dans le rapport de sûreté et les rapports connexes portant sur les analyses d'accident et être détaillée dans les manuels de conception des systèmes (voir l'alinéa 5.2.1). L'objet de la présente norme n'est pas de déterminer quels rôles devraient jouer les systèmes d'arrêt ni de fournir les critères permettant d'évaluer leur capacité à remplir ces rôles, mais bien d'indiquer les exigences détaillées auxquelles devraient satisfaire les systèmes afin d'être assuré de leur bon fonctionnement.