Évaluation intégrée en matière de sûreté des centrales nucléaires ...

Évaluation intégrée en matière de sûreté des centrales nucléaires au Canada par le personnel de la CCSN pour 2010
Validation des programmes informatiques et des modèles des centrales
La validation des programmes informatiques consiste à déterminer la capacité de ces
programmes à prédire le comportement des centrales. Afin de pouvoir se fier aux
analyses de sûreté effectuées, les titulaires de permis d’exploitation de centrale nucléaire
ont élaboré des programmes de validation spécifiques aux programmes informatiques
faisant partie des outils normalisés du secteur nucléaire.
Bien que le personnel de la CCSN ait observé des progrès relativement à certains aspects,
de façon générale, les travaux de validation des programmes informatiques présentement
en cours ne sont pas conformes aux exigences devant être respectées afin de pouvoir
déterminer sans équivoque la pertinence de ces programmes.
Tableau E.1 : Dossiers génériques toujours ouverts en 2010
DG Titre Brève description Notes
94G02 Incidence de
l’état des grappes
de combustible
sur la sûreté du
réacteur
95G02 Défaillance de
tubes de force
entraînant une
perte de
modérateur
95G04 Incertitude de la
valeur de la
réactivité positive
due au vide –
comment en tenir
compte pour les
analyses d’APRP
majeure
Les conséquences de la
détérioration des grappes de
combustible sur la sûreté des
réacteurs ne sont pas pleinement
connues, en partie à cause des
limites des méthodes servant aux
analyses de sûreté. Il est nécessaire
d’effectuer une analyse intégrée de
l’information accumulée suite aux
inspections, aux examens, à la
recherche et aux analyses de
sûreté.
Dans les cas de défaillances
doubles résultant d’une rupture
d’un TF accompagnée d’une perte
du SRUC, le modérateur pourrait
ne pas être disponible pour
refroidir les canaux de combustible
à cause de la possibilité que des
embouts soient éjectés entraînant
ainsi la vidange du modérateur. La
fréquence d’accidents graves suite
à un tel scénario doit être
déterminée.
L’exactitude des calculs de l’effet
du vide sur la réactivité est une
question importante sur le plan de
la sûreté dans les analyses
d’accidents de dimensionnement
mettant en cause des vides dans les
canaux, particulièrement dans les
cas d’APRP majeure. Les
questions principales ont trait à des
incertitudes et à la pertinence des
marges de sûreté.
- fermé avant 2008
pour toutes les
centrales, sauf G-2
- fermé dans le cas de
G-2 en février 2011
- fermé pour G-2 en
2010, le suivi du
travail encore à faire
sera effectué par
l’entremise d’un point
à régler particulier de
la centrale
- fermé pour toutes les
autres centrales en
2008
- la fermeture sera
fonction des résultats
des activités actuelles
du secteur nucléaire
portant sur les APRP
majeure et
l’acceptation par la
CCSN de ces
résultats
Année de
fermeture
prévue
Fermé
Fermé
2013
175