CSA Group Exigences relatives à l’instrumentation sismique des centrales et installations nucléaires

Préface Ce document constitue la deuxième édition de la CSA N289.5, Exigences relatives à l’instrumentation sismique des centrales et installations nucléaires. Il remplace l’édition précédente publiée en 1991 en anglais seulement sous le titre Seismic instrumentation requirements for CANDU nuclear power plants. Le titre a été modifié pour tenir compte de la modification du domaine d’application ; en effet, la norme vise dorénavant toutes les centrales nucléaires et non pas uniquement les centrales nucléaires CANDUMD. Note : CANDU (CANada Deuterium Uranium) est une marque de commerce déposée d’Énergie atomique du Canada limitée (EACL). Les normes de la série CSA N289 ont été rédigées pour répondre au besoin exprimé par les industries et les services publics du Canada dont les activités touchaient le domaine nucléaire et qui souhaitaient disposer de normes régissant la qualification parasismique des structures, systèmes et composants (SSC) nucléaires des centrales nucléaires. Même si l’ensemble de ces normes englobe, outre les exigences de nature technique, toutes celles prévues en vertu de la réglementation pertinente, les utilisateurs devraient savoir qu’elles n’ont force de loi que si elles sont adoptées par la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) ou, ailleurs qu’au Canada, par les autorités compétentes de chaque pays. La série CSA N289 comprend les cinq normes suivantes : (a) N289.1, Exigences générales relatives à la conception et à la qualification parasismique des centrales nucléaires CANDU — énonce les lignes directrices servant à déterminer quelles structures et quels systèmes exigent une qualification parasismique en raison de considérations relatives à la sécurité nucléaire ; (b) N289.2, Détermination des mouvements du sol pour la qualification parasismique des centrales nucléaires — utilisée pour déterminer les paramètres adéquats de mouvements sismiques du sol pour un site donné ; (c) N289.3, Calculs relatifs à la qualification parasismique des centrales nucléaires — énonce les exigences et méthodes de conception : (i) pour déterminer la représentation technique des mouvements du sol, le spectre de réponse du sol et le spectre de réponse du plancher utilisés pour la conception et la qualification parasismique des SSC ; et (ii) pour réaliser la qualification sismique de SSC donnés, à l’aide de méthodes analytiques ; (d) N289.4, Procédures d’essais de qualification parasismique des structures, systèmes et composants de centrales nucléaires — énonce les exigences et méthodes de conception pour la réalisation d’essais de qualification sismique de composants et de systèmes donnés ; et (e) N289.5, Exigences relatives à l’instrumentation sismique des centrales et installations nucléaires — détermine les exigences relatives à l’instrumentation sismique. 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 de gestion et mesures de contrôle ; les autres normes CSA du secteur nucléaire stipulent les exigences techniques et les lignes directrices relatives au système de gestion. Cette norme doit être utilisée de concert avec la CSA N286. Elle ne reproduit pas les exigences générales de la CSA N286, mais peut fournir des directives plus précises relatives à ces exigences. Il importe de signaler aux utilisateurs de cette norme que la conception, la fabrication, l’installation, la mise en service, l’exploitation et le déclassement des centrales nucléaires au Canada sont régis par la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. En conséquence, la CCSN peut imposer d’autres exigences qui ne font pas partie de cette norme. La version française de cette norme a été préparée par le Groupe CSA, d’après l’édition anglaise publiée en août 2012, laquelle a été élaborée par le Sous-comité sur les exigences relatives à l’instrumentation sismique des centrales et installations nucléaires, sous l’autorité du Comité technique sur le calcul sismique et du Comité directeur stratégique sur les normes nucléaires, et a été officiellement approuvée par le Comité technique. Domaine d’application 1.1 Généralités 1.1.1 Exigences relatives aux centrales nucléaires et aux installations nucléaires Cette norme précise les exigences relatives aux systèmes d’instrumentation sismique utilisés dans les centrales et les installations nucléaires pour la surveillance des réponses sismiques spécifiques au site. Ces centrales et installations comprennent notamment : a) les centrales nucléaires et les installations nucléaires sur place (p. ex., piscines de désactivation, stockage de combustible sec) existantes (voir le chapitre 4) ; Note - «Sur place» fait normalement référence à la partie intérieure de l’aire protégée. b) les nouvelles centrales nucléaires et installations nucléaires sur place (p. ex., piscines de désactivation, stockage de combustible sec) (voir le chapitre 5) ; c) les nouvelles petites centrales nucléaires et installations nucléaires sur place (voir le chapitre 6) ; d) les nouvelles installations de traitement, de fabrication et de stockage de combustible enrichi (voir le chapitre 7) ; et  e) les nouvelles installations de stockage de déchets de haute et de moyenne activité non situées à proximité d’une centrale nucléaire (voir le chapitre 7). Notes: 1) Les «centrales nucléaires et installations nucléaires existantes» sont celles qui détenaient déjà un permis d’exploitation à la date de publication de cette norme. 2) Les exigences peuvent différer pour les nouvelles centrales et pour les centrales existantes. Les différences, lorsqu’elles existent, sont explicitement mentionnées. 3) «À proximité» fait normalement référence à l’intérieur de l’aire protégée ou si proche de cette aire que l’autorité compétente (AC) considère que les exigences de cette norme concernant l’instrumentation sont satisfaites avec l’emploi de l’instrumentation existante de la centrale nucléaire. 1.1.2 Application à d’autres installations nucléaires Bien que son application ne soit pas obligatoire dans ce cas, cette norme peut servir de guide pour les installations nucléaires qui relèvent de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, et notamment: a) les petits réacteurs nucléaires existants; b) les installations de stockage de déchets de haute et de moyenne activité existantes non reliées à une centrale nucléaire; c) les installations de traitement de substances nucléaires; d) les installations de stockage de déchets de faible activité; et e) les hôpitaux ou les centres de recherche nucléaire. Les exploitants des installations énumérées aux alinéas a) à e) peuvent, de concert avec l’AC, déterminer l’applicabilité et la pertinence des directives énoncées dans cette norme. 1.1.3 Exclusions du domaine d’application 1.1.3.1 Équipements de déclenchement sismique Les équipements de déclenchement sismique (p. ex., vannes d’arrêt de gaz) ne sont pas pris en compte dans cette norme mais peuvent être utilisés à des fins spécialisées. Note: Les équipements de déclenchement sismique ne font pas partie des systèmes d’instrumentation sismique. 1.1.3.2 Système d’arrêt automatique Les systèmes d’arrêt automatique ne font pas partie des exigences de conception parasismique de cette norme ; néanmoins, il est nécessaire, comme le prévoit cette norme, de disposer d’une instrumentation suffisante et très fiable de cueillette des données pour faciliter la prise des décisions qui visent à assurer l’exploitation sûre continue. Par ailleurs, ces données pourraient aussi être utilisées avec d’autres indicateurs pour déclencher un réacteur (voir l’annexe A). 1.2 Objet Lorsqu’une instrumentation sismique est jugée nécessaire, elle a pour objet : a) de mesurer la réponse à des mouvements sismiques du sol d’une centrale nucléaire ou d’une installation nucléaire; b) de fournir des paramètres de mouvements sismiques qui peuvent être utilisés pour déterminer si la limite sismique théorique a été dépassée; c) de fournir des paramètres de mouvements sismiques qui peuvent être utilisés, lors des inspections et des essais de SSC, pour déterminer si l’exploitation peut continuer; et d) de fournir des données d’excitation pour valider les analyses dynamiques des SSC définies dans la CSA N289.3. Notes - 1) Les procédures de réponse post-sismiques d’une centrale nucléaire (voir l’article 6.5 de la CSA N289.1) précisent les exigences détaillées relatives aux inspections et aux essais touchant l’arrêt sûr, le maintien du refroidissement du combustible, l’intégrité de l’enceinte de confinement et la surveillance. 2) L’annexe A indique les critères de dépassement des limites sismiques théoriques touchant les SSC d’installations nucléaires. 1.3 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.