The test described in ISO 16797:2004 is intended to measure the initial dissolution rate; it is thus applicable only to nonporous materials (or materials with small, closed porosity) for which the primary alteration phenomenon is a surface reaction mechanism (diffusion mechanisms are involved in the dissolution of porous media). The test results can therefore be compared only with findings obtained for nonporous materials if serious errors of interpretation are to be avoided.

The resulting "initial dissolution rate in pure boiling water at atmospheric pressure" can be used to compare materials of the same type (e.g. oxides), provided their initial dissolution is governed by the same mechanism (e.g. surface reactions).

This parameter test cannot be used to assess the long-term behaviour of a material, which generally requires several tests, modelling and validation, as described, for example, in Standard ENV 12920.

This test is applicable to any glass, vitrified material (i.e. material resulting from a vitrification process) or nonporous oxide material with a morphology that allows the preparation of monolithic test coupons of known surface area. It determines the initial dissolution rate of the material in deionized water at the boiling point (approximately 100 °C) by analysis of the leaching solution and by measurement of the specimen mass loss.

Ce document constitue la première édition de la CSA N290.18, Bilan périodique de la sûreté des centrales nucléaires. 

Certaines petites erreurs trouvées dans la version anglaise de cette norme ont été corrigées dans cette publication. 

Cette norme énonce les exigences visant la réalisation d'un bilan périodique de la sûreté conformément au document réglementaire REGDOC-2.3.3, Bilans périodiques de la sûreté de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN). Cette norme est conforme au Specific Safety Guide nºSSG-25, Periodic Safety Review for Nuclear Power Plants de l'AIEA. 

Il importe également de rappeler aux utilisateurs de cette norme 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 ses règlements. La Commission canadienne de sûreté nucléaire peut imposer des exigences additionnelles qui ne font pas l'objet de cette norme Les normes CSA de la série N constituent un ensemble d'exigences applicables à la gestion des installations nucléaires et des activités connexes. La CSA N286 énonce des exigences générales à l'intention des cadres visant l'élaboration et la mise en œuvre de saines pratiques de gestion et de contrôle, tandis que les autres normes du Groupe CSA sur le nucléaire énoncent des exigences techniques et des lignes directrices à l'appui des systèmes de gestion. Cette norme accompagne la CSA N286, mais ne reprend pas les exigences énoncées dans la CSA N286 ; cependant, il se peut qu'elle précise certaines des exigences énoncées dans la N286. 

Domaine d'application

1.1
Cette norme énonce les exigences et lignes directrices applicables à la réalisation des bilans périodiques de la sûreté (BPS) des centrales nucléaires. 

Note : Cette norme peut être utilisée comme guide pour des installations nucléaires autres que des centrales nucléaires utilisant une méthode graduelle. 

1.2
Cette norme énonce des exigences et des lignes directrices spécifiques aux BPS en vue de : 
a) l'élaboration d'un document de fondement ; 
b) l'examen des documents normatifs et pratiques modernes ; 
c) l'examen des facteurs de sûreté, y compris la détermination des constatations des rapports sur les facteurs de sûreté ; 
d) l'analyse des constatations des rapports sur les facteurs de sûreté, y compris les écarts et points forts, l'élaboration des questions globales, et la préparation d'un rapport d'évaluation globale (RÉG) ; et 
e) la préparation du plan intégré de mise en œuvre (PIMO) en vertu duquel les questions globales soulevées sont traduites en actions. 

1.3
Cette norme indique les livrables qui permettront d'atteindre les objectifs du BPS. 

1.4
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. 

1.5
Dans cette norme, les expressions «doit être pris en compte» et «doit prendre en compte» signifient que l'utilisateur évalue les conséquences de ses décisions et documente ces décisions. 

Note : Une décision peut être de ne prendre aucune mesure.

This is the first edition of CSA N290.18, Periodic safety review for nuclear power plants.

This Standard provides requirements regarding the conduct of a periodic safety review in accordance with CNSC regulatory document REGDOC-2.3.3, Periodic Safety Reviews. This Standard is consistent with the IAEAs Specific Safety Guide No. SSG-25, Periodic Safety Review for Nuclear Power Plants.

Users of this Standard are reminded that the site selection, design, manufacture, construction, installation, commissioning, operation, and decommissioning of nuclear facilities in Canada are subject to the Nuclear Safety and Control Act and its Regulations. The Canadian Nuclear Safety Commission might impose additional requirements to those specified in this Standard.

The CSA N-Series Standards provide an interlinked set of requirements for the management of nuclear facilities and activities. The CSA N286 Standard provides overall direction to management to develop and implement sound management practices and controls, while the other CSA Group nuclear Standards provide technical requirements and guidance that support the management system. This Standard works in harmony with CSA N286 and does not duplicate the generic requirements of CSA N286; however, it might provide more specific direction for those requirements.

Scope

1.1

This Standard provides requirements and guidance related to the performance of periodic safety reviews (PSRs) for nuclear power plants (NPPs).

Note: This Standard may be used to provide guidance for nuclear facilities other than NPPs using a graded approach.

1.2

This Standard provides specific requirements and guidance related to the PSR for

a) development of the basis document;

b) conducting reviews of modern requirements documents and practices;

c) conducting safety factor reviews, including identification of safety factor findings;

d) analysis of safety factor findings, including consolidation of identified gaps and strengths, development of global issues, and preparation of a global assessment report (GAR); and

e) preparation of the integrated implementation plan (IIP) where the developed global issues are resolved into actions.

1.3

This Standard identifies required deliverables that will help facilitate achieving the objectives of the PSR process.

1.4

In this Standard, shall is used to express a requirement, i.e., a provision that the user is obliged to satisfy in order to comply with the Standard; should is used to express a recommendation or that which is advised but not required; and may is used to express an option or that which is permissible within the limits of the Standard.

Notes accompanying clauses do not include requirements or alternative requirements; the purpose of a note accompanying a clause is to separate from the text explanatory or informative material.

Notes to tables and figures are considered part of the table or figure and may be written as requirements.

Annexes are designated normative (mandatory) or informative (non-mandatory) to define their application.

1.5

In this Standard, shall be considered or shall consider means that the user evaluates the impact and documents any decisions.

Note: Decisions could include no action.

Ce document constitue la première édition de la CSA N290.16, Exigences relatives aux accidents hors dimensionnement.

Cette norme énonce les exigences relatives aux accidents hors dimensionnement (AHD) dans les installations dotées de réacteurs nucléaires refroidis à l’eau. Elle traite des travaux effectués par les exploitants d’installations canadiennes dotées de réacteurs nucléaires, la Commission canadienne de sûreté nucléaire et l’Agence internationale de l’énergie atomique visant à définir les exigences relatives aux AHD, et elle tient également compte des conseils fournis par diverses organisations du secteur, y compris le CANDU Owners Group, le Nuclear Energy Institute et le World Association of Nuclear Operators.

Les utilisateurs de cette norme doivent 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. La Commission canadienne de sûreté nucléaire peut imposer des exigences en plus de celles qui sont énoncées dans cette norme.

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 œuvre 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.

Domaine d’application

1.1

Cette norme énonce les exigences et une orientation concernant les accidents hors dimensionnement (AHD) dans les installations dotées de réacteurs nucléaires refroidis à l’eau, qu’elles soient existantes ou nouvelles ; elle a comme objectif fondamental de protéger le public et l’environnement contre les effets nocifs des rayonnements ionisants. Cela comprend :

a) les activités visant à déterminer les exigences fonctionnelles des CAD concernant les structures, systèmes et composants (SSC) qui permettent de prévenir et d’atténuer les AHD, y compris les accidents graves ;

Note : Cela comprend également des conseils concernant la fiabilité, les inspections et les considérations opérationnelles.

b) l’élaboration de stratégies visant à atténuer ou à y mettre fin, ou les deux, les AHD, y compris les accidents graves; et

c) la gestion des AHD à l’intérieur ou au-delà du site.

Note : La prévention des rejets associés aux radionucléides de longue vie suivant un AHD est l’objectif le plus important visant à protéger le public et l’environnement. Par conséquent, il est essentiel de préserver les barrières contre les rejets liés aux substances radioactives ionisantes.

1.2

Cette norme fournit également des renseignements sur l’utilisation des analyses de sûreté (p. ex., l’analyse déterministe de la sûreté et l’étude probabiliste de sûreté) et l’expérience en exploitation.

1.3

Cette norme vise les installations dotées de réacteurs nucléaires refroidis à l’eau. Elle ne concerne pas les autres types d’installations nucléaires.

1.4

Cette norme ne traite pas, en soi, des accidents causés par des actes malveillants ; toutefois, les exigences et lignes directrices qui y sont présentées pourraient fournir des renseignements utiles à l’élaboration de stratégies dans ce secteur.

Note : Au Canada, les actes malveillants sont traités de manière distincte dans le Règlement sur la sécurité nucléaire de la CCSN.

1.5

Cette norme ne fournit pas de renseignements particuliers concernant la classification de sûreté des SSC conçus et mis en œuvre pour faire face aux CAD (voir l’article 0.2) puisqu’il s’agit d’un domaine de l’industrie qui est en voie de développement. Cette norme fournit des renseignements concernant l’approvisionnement, la redondance, les essais, l’entretien et les autres activités opérationnelles visant les SSC qui prévoient des mesures d’atténuation des risques liés aux CAD et aux AHD.

1.6

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.

1.7

Dans cette norme, les expressions «doit être considéré» ou «doit considérer» signifient que l’utilisateur doit consigner toutes les décisions et en évaluer l’incidence.

This is the first edition of CSA N290.16, Requirements for beyond design basis accidents.

This Standard provides requirements regarding beyond design basis accidents (BDBAs) at water-cooled nuclear reactor facilities. It incorporates work done by operators of Canadian nuclear reactor facilities, the Canadian Nuclear Safety Commission, and the International Atomic Energy Agency to define the requirements for BDBAs, and also reflects guidance from various industry organizations, including the CANDU Owners Group, the Nuclear Energy Institute, and the World Association of Nuclear Operators.

Users of this Standard are reminded that the site selection, design, manufacture, construction, installation, commissioning, operation, and decommissioning of nuclear facilities in Canada are subject to the Nuclear Safety and Control Act and its Regulations. The Canadian Nuclear Safety Commission might impose additional requirements to those specified in this Standard.

The CSA N-Series Standards provide an interlinked set of requirements for the management of nuclear facilities and activities. CSA N286 provides overall direction to management to develop and implement sound management practices and controls, while the other CSA Group nuclear Standards provide technical requirements and guidance that support the management system. This Standard works in harmony with CSA N286 and does not duplicate the generic requirements of CSA N286; however, it might provide more specific direction for those requirements.

Scope

1.1

This Standard provides requirements and guidance regarding beyond design basis accidents (BDBAs) at existing and new water-cooled reactor facilities with the fundamental objective of protecting the public and environment from the harmful effects of ionizing radiation. This includes

a) determination of the functional DEC requirements for the structures, systems, and components (SSCs) that prevent and mitigate BDBAs, including severe accidents;

Note: This also includes guidance related to reliability, inspections, and operations considerations.

b) development of strategies to mitigate or terminate, or both, BDBAs, including severe accidents; and

c) management of BDBAs within and beyond site boundary.

Note: The prevention of long-lived radionuclide releases following a BDBA is the single most important objective for protecting the public and the environment. Thus, a focus on maintaining the barriers to ionizing radioactive releases is essential.

1.2

This Standard also provides guidance on the use of safety analyses (e.g., deterministic safety analysis and probabilistic safety assessment) and operational experience (OPEX).

1.3

This Standard applies to water-cooled reactor facilities. It does not apply to other nuclear facilities.

1.4

This Standard does not specifically address accidents caused by malevolent acts; however, the requirements and guidance in this Standard could provide useful information in developing strategies in this area.

Note: In Canada, malevolent acts are dealt with separately under the CNSC Nuclear Security Regulations.

1.5

This Standard does not provide specific guidance related to the safety classification of SSCs developed and implemented to address DECs (see Clause 0.2) since this is a developing area of industry work. This Standard does provide guidance related to procurement, redundancy, testing, maintenance, and other operational activities for SSCs providing DEC and BDBA mitigation.

1.6

In this Standard, shall is used to express a requirement, i.e., a provision that the user is obliged to satisfy in order to comply with the standard; should is used to express a recommendation or that which is advised but not required; and may is used to express an option or that which is permissible within the limits of the standard.

Notes accompanying clauses do not include requirements or alternative requirements; the purpose of a note accompanying a clause is to separate from the text explanatory or informative material.

Notes to tables and figures are considered part of the table or figure and may be written as requirements.

Annexes are designated normative (mandatory) or informative (nonmandatory) to define their application.

1.7

In this Standard, shall be considered or shall consider means that the user evaluates the impact and documents any decisions.