CSA Group Lignes directrices pour le calcul des conséquences radiologiques pour le public d’un rejet de matières radioactives dans l’air dans le cas des accidents de réacteurs nucléaires

Préface Ce document constitue la deuxième édition de la CSA N288.2, Lignes directrices pour le calcul des conséquences radiologiques pour le public d’un rejet de matières radioactives dans l’air dans le cas des accidents de réacteurs nucléaires. Il remplace l’édition antérieure publiée en 1991 en anglais seulement et qui s’intitulait Guidelines for calculating radiation doses to the public from a release of airborne radioactive material under hypothetical accident conditions in nuclear reactors.  Cette norme fait partie d’une série de normes sur la gestion de l’environnement applicables aux installations nucléaires. Elle décrit les méthodes acceptables pour la modélisation des conséquences des accidents qui se produisent aux réacteurs nucléaires pour l’évaluation de la sûreté et des interventions en temps réel en cas d’urgence. Cette norme identifie les sources de données acceptables de même que les méthodologies acceptables pour tenir compte des effets spécifiques, et recommande les paramètres normalisés ultimes pour les calculs.  Cette édition a été mise à jour pour tenir compte des pratiques en vigueur dans l’industrie et des nouvelles méthodes de recherche et d’analyse. Les principales modifications apportées à cette édition sont:  a) la mise à jour des définitions et de la terminologie ;  b) l’ajout de lignes directrices tirées de publications nationales et internationales pertinentes qui traitent des doses de rayonnement et des rejets accidentels (p. ex., nouvelles lignes directrices de la CIPR sur les coefficients de dose) ;  c) on a étendu l’application aux évaluations aux fins d’octroi de licence, de planification des mesures d’urgence ou d’évaluation environnementale ;  d) l’ajout de lignes directrices visant les évaluations des conséquences en vue des interventions en cas d’urgence lors d’un événement réel ;  e) l’inclusion de tous les radionucléides qui pourraient être rejetés dans l’atmosphère lors d’un accident postulé ou réel ;  f) l’ajout d’exigences visant le traitement stochastique des données météorologiques selon lequel les doses sont calculées pour un grand nombre de données météorologiques archivées pour un site ;  g) l’analyse de l’incertitude entourant l’estimation des doses ;  h) l’ajout de lignes directrices visant la façon d’obtenir les données météorologiques nécessaires pour les modèles (p. ex., classe de stabilité) et d’exigences de performances applicables à la mesure des données ;  i) l’ajout des risques pour la santé résultant des doses prévues (y compris les doses délivrées aux organes pour les effets déterministes) ;  j) l’analyse des façons de faire pour tenir compte des rejets dans l’environnement en fonction du temps ;  k) l’ajout de lignes directrices visant l’emplacement et l’âge de la personne représentative servant à établir les doses ;  l) les méthodes de pointe applicables au traitement des rejets de tritium ;  m) l’ajout de lignes directrices visant la façon de déterminer les doses individuelles à partir des résultats des calculs stochastiques conformes aux attentes des organismes de réglementation dans le cadre d’une analyse prudente ; et  n) l’ajout de lignes directrices visant les attributs que les codes machines applicables à la dispersion atmosphérique devraient prendre en compte dans le cadre réglementaire canadien.  Les utilisateurs de cette norme doivent se rappeler que le choix du site, la conception, la fabrication, la construction, l’installation, la mise en service, l’exploitation et le déclassement des installations nucléaires au Canada sont régis par la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et à ses règlements. La Commission canadienne de sûreté nucléaire peut imposer des exigences supplémentaires à celles énoncées dans cette norme.  Les normes CSA de la série N énoncent des exigences applicables à la gestion des installations nucléaires et des activités connexes. La CSA N286 à l’intention des administrateurs, vise l’élaboration et la mise en oeuvre de saines pratiques de gestion et de solides mécanismes de contrôle, tandis que les autres normes nucléaires du Groupe CSA énoncent des exigences techniques et les lignes directrices à l’appui des systèmes de gestion. Cette norme doit être utilisée avec la CSA N286 et ne reprend pas les exigences de la CSA N286 ; toutefois, elle peut parfois préciser certaines des exigences de la N286.  Domaine d’application 1.1 Types d’évaluation des conséquences  Cette norme propose des méthodes pour la modélisation des conséquences des accidents mettant en cause des réacteurs nucléaires pour l’évaluation de la sûreté et les interventions en temps réel en cas d’urgence.  Notes :  1) Les modèles utilisés pour évaluer les conséquences d’un accident postulé aux fins d’évaluation de la sûreté sont très semblables à ceux utilisés pour les conséquences d’un accident nucléaire en temps réel aux fins d’intervention en cas d’urgence, y compris le calcul de la dispersion et des concentrations atmosphériques. Toutefois, les deux types de modèles ne traitent pas les termes source et les paramètres ultimes de la même manière.  2) L’évaluation de la sûreté est une activité prospective qui comprend: a) les calculs déterministes et probabilistes effectués aux fins de l’octroi de la licence ;  b) l’évaluation probabiliste du risque dans le cadre d’analyses coûts-bénéfices ; et  c) les calculs déterministe et probabilistes effectués aux fins de la planification des mesures d’urgence.  3) L’évaluation des conséquences de l’intervention en cas d’urgence est effectuée pendant une vraie urgence pour confirmer la protection du public et de l’environnement. L’évaluation des conséquences de l’intervention en cas d’urgence est effectuée pour les accidents postulés pour confirmer les activités de préparation comme l’implantation de centres d’accueil des évacués et la formation des intervenants d’urgence.  1.2 Installations  Cette norme a pour objet de renseigner sur la façon de modéliser les conséquences des rejets radiologiques accidentels dans l’atmosphère provenant d’un réacteur nucléaire.  Lorsque cette norme est utilisée pour des installations autres que des réacteurs nucléaires, l’utilisateur est invité à faire preuve de prudence, car c’est à lui qu’incombe de déterminer si la norme est pertinente à sa situation.  Note : La gamme des distances indiquées à l’article 1.5 pourrait ne pas convenir aux petits réacteurs nucléaires et par conséquent, il incombe à l’utilisateur de déterminer les modèles qui seraient pertinents à moins de 300 m.  1.3 Conditions de fonctionnement  Cette norme s’applique lorsque des matières nucléaires sont rejetées dans l’atmosphère par suite d’un accident mettant en cause un réacteur nucléaire, sous réserve des exclusions de l’article 1.10.  Des parties de cette norme peuvent s’appliquer à l’évaluation des conséquences des émissions dans l’atmosphère découlant des incidents de fonctionnement prévus (IFP). Dans ces cas, l’utilisateur doit déterminer la pertinence de cette norme.  1.4 Échelle de temps  Cette norme s’applique aux rejets accidentels de courte durée (moins d’un mois) d’un réacteur nucléaire.  Note : Les méthodes permettant d’estimer les doses lors de périodes de rejets d’une durée supérieure à 30 jours sont au-delà du domaine d’application de cette norme, mais relèvent d’autres documents, comme la CSA N288.1.  1.5 Échelle spatiale  Cette norme vise la dispersion atmosphérique locale, qui est définie comme la dispersion qui se produit entre 300 m et 100 km.  Note : La limite inférieure a été établie à 300 m car des modèles spécialisés sont nécessaires pour des distances inférieures et personne ne vit aussi près d’une centrale. Plus loin en aval, les prédictions des modèles de dispersion locale visés par cette norme sont assez fiables jusqu’à une distance de 20 km. Plus on s’éloigne, plus l’incertitude augmente et les modèles de dispersion locale ne sont plus fiables pour le calcul de la dose reçue par une personne au-delà de 50 km (voir l’article 7.2.6). Les interventions en cas d’urgence peuvent nécessiter d’élargir la gamme de validité à 50 km malgré la perte de précision. Les modèles de dispersion locale peuvent être utilisés pour l’estimation des doses reçues par la collectivité pour des distances allant jusqu’à 100 km, étant donné que les erreurs pour une telle quantité tendent à s’annuler. Au-delà de 100 km les doses ne sont presque plus pertinentes (voir l’article 7.14.2).  1.6 Échantillonnage météorologique  Cette norme vise: a) le scénario météorologique unique (calculs déterministes) ; et  b) l’échantillonnage probabiliste des registres des données météorologiques.  1.7 Voies  Les modèles de dispersion (transport et diffusion) et le devenir des contaminants radioactifs libérés dans l’atmosphère sont visés par cette norme. Cette norme traite également des voies d’immersion dans le panache en suspension dans l’air (irradiation provenant du panache), de l’exposition externe au sol contaminé (provenant du sol), et de l’inhalation. L’absorption par la peau de la vapeur d’eau tritiée (HTO) est comprise dans la voie d’inhalation.  1.8 Contaminants  Cette norme vise les contaminants radioactifs en suspension dans l’air qui pourraient être rejetés accidentellement par les réacteurs nucléaires sous la forme de gaz, de particules et de vapeur d’eau.  1.9 Récepteurs et paramètres ultimes  Cette norme vise les récepteurs (voir l’article 7.2) et les paramètres ultimes (voir l’article 7.4) qui peuvent être touchés par les contaminants radioactifs rejetés par une installation nucléaire. Le calcul des quantités qui suivent fait partie de cette norme: a) la concentration de contaminants dans l’air et dans le sol ; et  b) les doses reçues par les personnes représentatives et les effets sur leur santé (y compris les travailleurs et la population se trouvant à plus de 300 m du rejet).  1.10 Exclusions  1.10.1 Rejets réguliers en exploitation normale  Cette norme ne traite pas des émissions qui se produisent dans le cadre normal de l’exploitation d’une installation nucléaire ; ces émissions font l’objet d’une autre norme, soit la CSA N288.1. Les modèles et les hypothèses diffèrent lorsqu’un rejet s’étend sur de nombreuses années, qu’il est de magnitude relativement faible, et que des humains vivent à proximité de la source et vaquent à leurs activités normales.  1.10.2 Déversement et rejets de liquides  Cette norme ne traite pas des déversements ni des rejets accidentels de contaminants radioactifs dans l’eau de surface ou souterraine. La disparition des contaminants radioactifs en suspension dans l’air par déposition dans l’eau est visée par cette norme si un plan d’eau se trouve entre la source et le récepteur, toutefois, le transport par les eaux de surface n’est pas visé.  1.10.3 Dispersion en milieu urbain  La plupart des effets de la dispersion en milieu urbain (canyon urbain, réchauffement différentiel des murs, etc.) sont au-delà du domaine d’application de cette norme. Une dilution plus importante attribuable à la rugosité des grandes surfaces des milieux urbains peut être prise en compte dans le calcul des paramètres de dispersion verticale (voir l’article B.1.12).  1.10.4 Incendies et explosions  Cette norme ne traite pas des rejets de matières radioactives attribuables à des incendies ou des explosions. Cette norme ne traite pas des applications spéciales comme les actes malveillants.  1.10.5 Ouragans et tornades  Les conditions météorologiques violentes comme les ouragans et les tornades ne sont pas visées par cette norme. Ces conditions sont exclues parce qu’elles sont associées à des vents forts et à des champs de vent complexes qui entraînent une dispersion accrue et des concentrations plus faibles que par conditions météorologiques normales.  1.10.6 Dispersions régionales et globales  Les dispersions régionales (méso-échelle) et globales sont exclues car les conséquences devraient être négligeables au-delà de 100 km. Cette norme met l’accent sur la dispersion locale (distances inférieures à 100 km).  1.10.7 Contaminants chimiques  Cette norme ne traite pas des contaminants non radioactifs ni de la toxicité attribuable aux radionucléides. Cette norme ne traite par conséquent pas des concentrations extrêmes comme paramètres ultimes ni de la chimie atmosphérique.  Note : Les substances toxiques, corrosives ou nuisibles pour l’environnement sont des exemples de contaminants non radioactifs.  1.10.8 Voies d’ingestion  Les voies d’ingestion ne sont pas visées par cette norme.  Note : La voie d’ingestion n’est pas considérée comme un critère essentiel dans la plupart des évaluations de la sûreté présentement effectuées au Canada.  1.10.9 Coûts  Cette norme ne traite pas des conséquences économiques associées à un accident nucléaire se produisant dans un réacteur nucléaire. La simulation des mesures de protection comme l’évacuation et la mise à l’abri de la population en cas d’urgence n’est pas visée par cette norme, mais le facteur de réduction de dose associé à l’occupation après un accident est pris en compte.  1.10.10 Logistique des mesures de protection  Bien que cette norme traite du calcul des doses pour la planification des mesures d’urgence, elle ne vise pas l’évaluation de la logistique des mesures de protection du public.  1.10.11 Biote non humain  Les doses et leurs effets sur le biote non humain ne sont pas visés par cette norme.  1.11 Interprétation  On rappelle aux utilisateurs de cette norme que d’autres exigences propres aux sites peuvent être prescrites par les autorités fédérales, provinciales/territoriales ou municipales. Cette norme ne remplace pas les: a) lois fédérales ou provinciales/territoriales pertinentes, y compris la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires ; ou  b) les règlements, licences ou permis émis en vertu de la loi pertinente.  L’exploitant d’une installation nucléaire est responsable de déterminer quelles analyses et interprétations sont nécessaires pour assurer la conformité aux lois, règlements, licences et permis qui régissent l’exploitation de l’installation nucléaire.  1.12 Terminologie  Dans cette norme, le terme «doit» indique une exigence, c’est-à-dire une prescription que l’utilisateur doit respecter pour assurer la conformité à la norme ; «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.  Les notes qui accompagnent les articles ne comprennent pas de prescriptions ni de recommandations. Elles servent à séparer du texte les explications ou les renseignements qui ne font pas proprement partie de la norme.  Les notes au bas des figures et des tableaux font partie de ceux-ci et peuvent être rédigées comme des prescriptions.  Les annexes sont qualifiées de normatives (obligatoires) ou d’informatives (facultatives) pour en préciser l’application.