Energy

1.1 

This Standard describes the investigations required to obtain the seismological and geological information necessary to determine the seismic ground motion that will be used in seismic qualification of safety-related nuclear power plant structures, systems, and components (SSCs), and the potential for secondary earthquake effects (e.g., tsunami, seiche, volcanism, slope instability, surface faults, surface instability, and dam failures) that can have a direct or indirect effect on plant safety or operation.

Notes:

1)This Standard establishes the basis for a family of seismic hazard results that can be used as input to CSA N289Series of Standards. This Standard does not specify

a)ground motion parameters to be used in design;

b)probability level; or

c)degree of confidence to be achieved.

2)The investigations specified in this Standard should be updated periodically to reflect gained knowledge and modern requirements. The investigations may be conducted independently or as part of the periodic safety review (refer to REGDOC-2.3.3, CSA N289.1, and CSA N290.18).

1.2 

This Standard was developed for the determination of ground motions for Eastern North American regions of low to moderate seismic hazard, comparable to the levels near Canada’s existing nuclear power plants. In regions of higher seismic hazard, the assessment of strong earthquake shaking can be more complex due to near-fault and other effects that are beyond the scope of this Standard. Therefore, while the provisions of this Standard can be applied to any nuclear power plant site, additional provisions might be required for high seismic hazard sites.

Note: Guidance regarding additional provisions for high seismic hazard sites may be obtained from IAEA Specific Safety Guide SSG-9, and relevant codes of other countries.

1.3 

This Standard may be applied, as appropriate, to other nuclear facilities under the jurisdiction of the Government of Canada’s Nuclear Safety and Control Act.

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. 

1.1

Cette norme décrit les études exigées pour obtenir les informations sismologiques et géologiques nécessaires en vue de déterminer les mouvements sismiques du sol qui seront utilisés lors de la qualification sismique des structures, systèmes et composants (SSC) de centrales nucléaires liés à la sûreté, et le risque d’effets secondaires du séisme (p. ex., tsunami, seiche, activité volcanique, instabilité de pente, défauts de surface, instabilité de surface et défaillances de barrage) susceptibles d’avoir un effet direct ou indirect sur la sécurité ou l’exploitation de la centrale.

Notes :

1) Cette norme présente un ensemble de résultats associés aux aléas sismiques qui sont susceptibles d’être utilisés pour la série de normes CSA N289. Cette norme ne prescrit pas ce qui suit :

a) les paramètres de mouvement du sol à utiliser pour la conception;

b) le niveau de probabilité; ou

c) le degré de confiance nécessaire.

2) Les études spécifiées dans cette norme devraient être mises à jour périodiquement pour tenir compte des connaissances acquises et des exigences modernes. Les études peuvent être menées indépendamment ou dans le cadre de la revue de sûreté périodique (voir REGDOC-2.3.3, CSA N289.1 et CSA N290.18).

1.2

Cette norme a été élaborée en vue de permettre la détermination des mouvements du sol pour des régions de l’est de l’Amérique du Nord où les aléas sismiques sont faibles à moyens, comparables aux niveaux qui existent près des centrales nucléaires existantes du Canada. Dans les régions qui présentent un plus grand aléa sismique, l’évaluation des fortes secousses sismiques risque d’être plus compliquée en raison des quasi-failles et autres effets qui dépassent le cadre de cette norme. Donc, bien que les dispositions de cette norme sont susceptibles de s’appliquer à tout site de centrale nucléaire, des exigences supplémentaires pourraient être requises pour les sites à plus grand aléa sismique.

Note : Des lignes directrices additionnelles visant les sites à haut aléa sismique peuvent être obtenues dans le Specific Safety Guide SSG-9 de l’IAEA, et dans les codes pertinents d’autres pays.

1.3

Cette norme peut s’appliquer, s’il y a lieu, à d’autres installations nucléaires visées par la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires du gouvernement du Canada.

1.4

Dans cette norme, le terme « doit » indique une exigence, c.-à-d., une prescription que l’utilisateur est obligé de 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 dans les limites de la norme.

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 de nature informative 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.

1.1 General

This Standard defines requirements for the periodic inspection of balance of plant pressure-retaining systems, components, and supports that form part of a CANDU nuclear power plant using a risk informed in-service inspection (RI-ISI) methodology. Periodic inspection (see Annex A for additional guidance) is considered to include the fluid boundary portions of balance of plant systems, components, and piping, including their supports that comprise a complete nuclear power plant, excluding the following systems or portions thereof:

a) Systems, and systems connected thereto, containing the fluid that, under normal conditions, directly transports heat from nuclear fuel, and other systems whose failure can result in a significant release of radioactive substances.

Note: These systems or portions of systems are subject to periodic inspection in accordance with Clause 3.3.1 a) in CSA N285.4.

b) Systems essential for the safe shutdown of the reactor and/or the safe cooling of the nuclear fuel in the event of a process system failure.

Note: These systems or portions of systems are subject to periodic inspection in accordance with Clause 3.3.1 b) in CSA N285.4.

Compressors, turbines, generators, engines, internal components of vessels and heat exchangers, and hydraulic or pneumatic cylinders are exempt from the periodic inspection requirements of this Standard. This includes piping internal to equipment or mounted upon equipment that carries fluid from one chamber to another on the same foundation.

Note: To arrive at a periodic inspection program, the user should consider the examinations and tests performed by other programs such as pipe wall thinning, vessel examinations, equipment reliability, and maintenance programs in addition to RI-ISI. Examinations performed as part of supporting programs are not expected to be repeated in this periodic inspection program, but should be credited to this periodic inspection program to provide assurance that the program satisfies the intended purpose as described in Annex A. See Annex H for additional detail on crediting of examinations conducted by In-Service Inspection Programs.

1.2 Inclusions

This Standard addresses the following requirements:

a) failure aspects;

b) risk categorization of areas subject to periodic inspection;

c) provision for access;

d) examination techniques and procedures;

e) personnel qualifications;

f) frequency of periodic inspection;

g) responsibilities;

h) documentation;

i) records;

j) evaluation of periodic inspection results;

k) dispositioning; and

l) repair, replacement, and modification requirements.

1.3 Units of measure

The values given in SI units are the units of record for the purposes of this Standard. The values given in parentheses are for information and comparison only.

1.4 Terminology

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 Application of Standard

The requirements of this periodic inspection standard are applicable to the operational phase of a nuclear power plant, until the fuel is removed from the entire reactor core and up to the time at which systems for cooling of the fuel are drained for the purpose of refurbishment or decommissioning of the reactor core.

This periodic inspection standard does contain requirements for providing access to components for pre-service and in-service examinations (part of the periodic inspection program), and hence the requirements of this standard should be taken into account during plant design and construction.

This periodic inspection standard does contain provisions for crediting of manufacturing and installation examinations as a baseline record for the periodic inspection program, and hence the requirements of this standard should be taken into account during plant construction.

This periodic inspection standard is not applicable to the decommissioning phase of the nuclear power plant life cycle.

1,1

Cette norme énonce les exigences relatives à l’inspection périodique des systèmes et des composants complémentaires sous pression, ainsi que des supports faisant partie d’une centrale nucléaire CANDU à l’aide d’une méthodologie d’inspection en service tenant compte du risque (RI-ISI). L’inspection périodique (voir l’annexe A pour obtenir des directives supplémentaires) vise, entre autres, les parties complémentaires de l’enveloppe des liquides pour les composants et la tuyauterie ainsi que de leurs supports, y compris une centrale nucléaire complète, à l’exclusion des systèmes ou parties suivants :

a) Les systèmes, y compris ceux qui y sont reliés, contenant du liquide qui, dans des conditions normales, transportent directement la chaleur du combustible nucléaire et les autres systèmes dont la défaillance est susceptible de causer un rejet important de matières radioactives.

Note : Ces systèmes ou parties de systèmes sont soumis à une inspection périodique conformément à l’article 3.3.1 a) de CSA N285.4.

b) Les systèmes essentiels à l’arrêt sûr du réacteur et/ou au refroidissement en toute sécurité du combustible nucléaire en cas de défaillance d’un système fonctionnel.

Note : Ces systèmes ou parties de systèmes sont soumis à une inspection périodique conformément à l’article 3.3.1 b) de CSA N285.4.

Les compresseurs, turbines, générateurs, moteurs, composants internes des cuves et des échangeurs de chaleur, et cylindres pneumatiques ou hydrauliques sont exemptés des exigences relatives aux inspections périodiques énoncées dans cette norme. Cela inclut la tuyauterie interne à l’équipement ou fixée sur l’équipement qui transporte le liquide d’une chambre à une autre sur une même fondation.

Note : Pour établir un programme d’inspection périodique, l’utilisateur devrait prendre en compte les examens et les essais effectués dans le cadre d’autres programmes visant notamment le contrôle de l’épaisseur des parois des canalisations, l’examen des cuves, la fiabilité de l’équipement et l’entretien, en plus des inspections en service qui tiennent compte du risque. Il n’est pas prévu que les examens effectués dans le cadre des programmes de soutien soient répétés dans ce programme d’inspection périodique, mais ils devraient être crédités pour ce programme d’inspection périodique afin de garantir que le programme satisfait à l’objectif décrit à l’annexe A. Voir l’annexe H pour de plus amples renseignements sur l’octroi de crédit pour les examens effectués par les programmes d’inspection en service.

1,2

Cette norme traite les exigences suivantes :

a) aspects des défaillances;

b) catégorisation des risques des endroits soumis à une inspection périodique;

c) dispositions visant à assurer l’accès;

d) techniques et procédures d’examen;

e) qualifications du personnel;

f) fréquence des inspections périodiques;

g) responsabilités;

h) documentation;

i) dossiers;

j) évaluation des résultats de l’inspection périodique;

k) disposition; et

l) exigences relatives à la réparation, aux remplacements et aux modifications.

1,3

Les valeurs indiquées en unités SI sont les valeurs officielles dans cette norme. Les valeurs entre parenthèses sont données à titre d’information et pour fin de comparaison seulement.

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 Domaine d’application de la norme

Les exigences relatives à cette norme d’inspection périodique s’appliquent à la phase opérationnelle d’une centrale nucléaire, jusqu’à ce que le combustible soit retiré de l’ensemble du cœur du réacteur et jusqu’au moment où les systèmes de refroidissement du combustible sont purgés afin de remettre à neuf ou de déclasser le cœur du réacteur.

Cette norme d’inspection périodique contient des exigences relatives à la fourniture d’un accès aux composants pour les examens avant le service et en service (dans le cadre du programme d’inspection périodique). Par conséquent, les exigences de cette norme devraient être prises en compte pendant la conception et la construction de la centrale.

Cette norme d’inspection périodique contient des dispositions relatives à l’octroi de crédit pour la réalisation d’examens de fabrication et d’installation comme base de référence pour le programme d’inspection périodique. Par conséquent, les exigences de cette norme devraient être prises en compte pendant la construction de la centrale.

Cette norme d’inspection périodique ne s’applique pas à la phase de déclassement du cycle de vie d’une centrale nucléaire.

1.1 Inclusions

This Standard applies to newly produced, automatic storage water heaters having input ratings of 75,000 Btu/hr (21 980 W) or less (see Clause 3, Definitions), hereinafter referred to as water heaters or appliances, constructed entirely of new, unused parts and materials:

a) for use with natural gas;

b) for use with manufactured gas;

c) for use with mixed gas;

d) for use with propane;

e) for use with LP gas-air mixtures;

f) for recreational vehicle installation for use with propane only (see Clause 4.1.26);

g) for manufactured home (mobile home) or park model trailer installation,

i) for use with natural gas only.

ii) for use with propane only, and

iii)  convertible for use with natural gas and propane when provision is made for the simple conversion from one gas to the other (see Clause 4.1.25);

h) for recreational vehicle installation convertible for use with natural gas and propane when provision is made for the simple conversion from one gas to the other (see Clause 4.1.26); and

i) for use with combination potable water/space heating applications (see Clause 4.1.29 and Clause 3, Definitions).

1.2 Water heaters with heat pipe heat exchangers

This Standard also applies to water heaters incorporating heat pipe heat exchangers (see Clause 4.4, Heat pipe heat exchangers).

1.3 Direct vent water heaters

Direct vent water heaters anticipated by this Standard are essentially balanced flue appliances with the air intake and vent outlet in close proximity. Other designs are to be subjected to such additional tests as may be determined by the certification body.

1.4 Water heaters for recreational vehicles

Water heaters for installation in recreational vehicles are to be of the direct vent type.

1.5 Water heaters with draft hoods and vent damper devices

This Standard also applies to water heaters with draft hoods which are factory-equipped with automatic vent damper devices (see Clause 3, Definitions), hereinafter referred to as vent damper devices.

1.6 Water heaters with automatic flue damper devices

This Standard also applies to water heaters of other than the direct vent type which are factory-equipped with electrically operated or mechanically actuated automatic flue damper devices (see Clause 3, Definitions), hereinafter referred to as flue damper devices.

1.7 Measurement values and units

If a value for measurement as given in this Standard is followed by an equivalent value in other units, the first stated value is to be regarded as the specification, except as noted in Clauses 4.33.2 and 4.34.2.

1.8 Pressure references

All references to “psi” throughout this Standard are to be considered gauge pressures unless otherwise specified.

1.9 Items unique to the United States

Clause 7, Items unique to the United States, contains provisions that are unique to the United States.

1.10 Items unique to Canada

Clause 8, Items unique to Canada, contains provisions that are unique to Canada.

1.11 Optional provisions for listed appliance conversion kits

Special construction provisions applicable to a water heater designed for use with an optional listed conversion kit are outlined under Annex F, Optional provisions for listed appliance conversion kits.

1.12 Reference publications

Clause 2, Reference publications, contains a list of standards specifically referenced in this Standard, and sources from which these reference standards may be obtained.

1.13 Terminology

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 designed normative (mandatory) or informative (non-mandatory) to define their application.

1.1 General

1.1.1 Software

This Standard addresses quality assurance requirements for software used as tools in design, safety analysis, and supporting activities.

1.1.2 High energy reactor

This Standard specifies the requirements for the quality assurance program applicable to the design, development, maintenance, modification, acquisition, and use of analytical, scientific, and design computer programs that are used in high energy reactor applications.

Note: High energy reactor is as defined in Clause 7.1 of CSA N286.

Such computer programs are used by or for the business to perform or support

design and analysis of equipment, systems, structures, and components that impact safety, as identified by management;

deterministic and probabilistic safety analyses and operational reliability studies;

reactor physics and fuel management calculations; and

transfer of data between computer programs or pre- or post-processing calculations associated with Items a), b), and c) of Clause 1.1.2.

1.1.3 Quality assurance software

The quality assurance requirements for software used to perform or support the activities are described in this Standard. This Standard recognizes that the scope has two parts and has been organized to reflect this:

design, development, and maintenance of software; and

acquisition, qualification, control, and use of software.

1.2 Software used by or for business

This Standard applies to software used by or for business as described in Clause 1.1.2, including the following:

in-house developed computer programs (i.e., software developed within the business);

third-party computer programs (i.e., software developed by a supplier);

legacy software; and

programmed applications (e.g., scripts, macros, and spreadsheet-based analysis) written within software normally excluded from this Standard.

1.3 Computer programs and software excluded from this Standard

This Standard does not apply to computer programs such as

those used to control plant safety systems and operational control systems;

Note: See CSA N290.14 for examples of safety and operational control systems.

embedded software contained within items, where the software is qualified along with the item as a unit (e.g., measurement and test equipment);

software used to collect or present design inputs (e.g., data acquisition systems and computer-aided design programs);

business software (e.g., work management, productivity tools, commercially available databases, and spreadsheet programs);

software used to manage information (e.g., records management software);

commercially available compilers, interpreters, and operating systems; and

commercially available mathematical routine libraries.

1.4 Simple software

Simple software may be excluded from the requirements of this Standard with the exception of Clause 12.1 on general requirements for selection of use.

1.5 Interpretation and application of results

Interpretation or application of computer program results in design and analysis activities is outside the scope of this Standard.

1.6 Graded manner

All of the requirements of this Standard may be applied in a graded manner commensurate with risk as permitted by Clause 4 of CSA N286.

1.7 Terminology

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.

1.1 Généralités

1.1.1  Logiciels

La présente norme traite des exigences relatives à l’assurance de la qualité des logiciels utilisés dans la conception, l’analyse de la sûreté et les activités connexes.

1.1.2  Réacteur à haute énergie

Cette norme énonce les exigences relatives au programme d’assurance de la qualité qui s’appliquent à la conception, à la réalisation, à la maintenance, à la modification, à l’acquisition et à l’utilisation des programmes informatiques scientifiques, d’analyse et de conception utilisés dans les applications utilisant des réacteurs à haute énergie.

Note : Selon la définition de réacteur à haute énergie énoncé à l’article 7.1 de CSA N286.

Ces programmes informatiques sont utilisés par ou pour les entreprises afin d’effectuer ou d’appuyer :

la conception et l’analyse du matériel, des systèmes, des structures et des composants qui, selon la direction, ont une incidence sur la sûreté ;

les analyses de sûreté déterministes et probabilistes et les études de fiabilité opérationnelle ;

la physique des réacteurs et les calculs de gestion du combustible ; et

le transfert de données entre programmes informatiques ou les calculs pré ou post-traitement associés aux points a), b) et c) de l’article 1.1.2.

1.1.3  Logiciels d’assurance de la qualité

Les exigences en matière d’assurance de la qualité des logiciels utilisés pour effectuer ou appuyer les activités sont énoncées dans cette norme. Cette norme tient compte du fait que le domaine d’application comporte deux parties et a été organisée en conséquence :

la conception, la réalisation et la maintenance des logiciels ; et

l’acquisition, la qualification, le contrôle et l’utilisation des logiciels.

1.2  Logiciels utilisés par ou pour les activités commerciales

La présente norme vise les logiciels utilisés par ou pour l’entreprise conformément à l’article 1.1.2, dont les suivants :

les programmes informatiques réalisés à l’interne (c.-à-d., les logiciels réalisés au sein de l’entreprise);

les programmes informatiques réalisés par de tierces parties (c.-à-d., les logiciels réalisés par des fournisseurs);

les logiciels existants ; et

les applications programmées (p. ex., les scripts, les macros, les analyses sur tableur électronique) réalisées dans des logiciels normalement exclus de cette norme.

1.3  Programmes informatiques et logiciels exclus de la présente norme

Cette norme ne s’applique pas aux programmes informatiques comme :

ceux qui sont utilisés pour contrôler les systèmes de sûreté de la centrale et les systèmes de contrôle d’exploitation ;

Note : Des exemples de systèmes de sûreté et de systèmes de contrôle d’exploitation sont fournis dans la CSA N290.14.

les logiciels intégrés à un produit, où le logiciel est qualifié avec le produit comme une unité distincte (p. ex., le matériel de mesure et d’essai) ;

les logiciels utilisés pour recueillir ou présenter des intrants de conception (p. ex., les systèmes d’acquisition de données et les programmes de conception assistée par ordinateur);

les logiciels d’entreprise (p. ex., les outils de gestion des travaux et de productivité, les bases de données offertes sur le marché, et les tableurs électroniques) ;

les logiciels utilisés pour gérer l’information (p. ex., les logiciels de gestion de documents) ;

les compilateurs, les interprètes et les systèmes d’exploitation offerts sur le marché ; et

les bibliothèques de programmes mathématiques offertes sur le marché.

1.4  Logiciel simple

Le logiciel simple peut être exclu de la présente norme à l’exception de ceux qui sont visés par l’article 12.1 sur les exigences générales relatives à la sélection des logiciels utilisés.

1.5  Interprétation et application des résultats

L’interprétation ou l’application des résultats des programmes informatiques dans le cadre des activités de conception et d’analyse sont exclues du domaine d’application de cette norme.

1.6  Méthode graduée

Toutes les exigences de cette norme peuvent être appliquées à un degré variant en fonction du risque comme le prescrit le chapitre 4 de la CSA N286.

1.7  Terminologie

Dans les normes CSA, le terme « doit » indique une exigence, c’est-à-dire une prescription que l’utilisateur est obligé 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.

ANSI Z21.57-2010 (R2021)​ has been posted for ANSI BSR-8 (ANSI Public Review) on the ANSI Standards Action Website. For further information please visit: https://www.ansi.org/resource-center/standards-action.

1.1 Généralités

La présente norme précise les exigences, critères, méthodes d’analyse et procédures de conception pour

déterminer les spectres de réponse de conception et les diagrammes d’évolution des mouvements du sol à utiliser dans l’analyse;

établir des critères de conception pour les structures, systèmes et composants (SSC), et les supports nécessitant une qualification parasismique; et

effectuer des analyses sismiques, y compris les effets de l’interaction sol-structure.

1.2 Applications

La présente norme s’applique aux SSC des centrales nucléaires qui nécessitent une qualification parasismique par des méthodes analytiques (voir CSA N289.1). La présente norme peut également être appliquée aux SSC qui ne nécessitent pas une qualification parasismique explicite jugée appropriée par l’exploitant ou par l’autorité compétente (AC).

1.3 Autres applications

La présente norme peut être appliquée, selon les besoins, à d’autres centrales nucléaires visées par la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires.

1.4 Terminologie

Dans la présente norme, le terme « doit » indique une exigence, c’est-à-dire une prescription que l’utilisateur est obligé de 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 tableaux et des figures font partie du tableau ou de la figure et peuvent être rédigées comme des exigences.

Les annexes sont qualifiées de normatives (obligatoires) ou d’informatives (facultatives) pour en préciser l’application.

1.1 General

This Standard specifies the requirements, criteria, methods of analysis, and design procedures for

determining the design response spectra and ground motion time-histories to be used in the analysis;

establishing design criteria for structures, systems and components (SSCs), and supports that require seismic qualification; and

performing seismic analyses, including the effects of the soil-structure-interaction.

1.2  Applications

This Standard applies to SSCs in nuclear power plants that require seismic qualification by analytical methods (see CSA N289.1). This Standard may also be applied to SSCs that might not require explicit seismic qualification as deemed appropriate by the operating organization or by authorities having jurisdiction (AHJ).

1.3  Other Applications

This Standard may be applied, as appropriate, to other nuclear facilities under the jurisdiction of the Nuclear Safety and Control Act.

1.4  Terminology

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.

1.1 General

This Standard specifies the requirements, criteria, methods of analysis, and design procedures for

determining the design response spectra and ground motion time-histories to be used in the analysis;

establishing design criteria for structures, systems and components (SSCs), and supports that require seismic qualification; and

performing seismic analyses, including the effects of the soil-structure-interaction.

1.2  Applications

This Standard applies to SSCs in nuclear power plants that require seismic qualification by analytical methods (see CSA N289.1). This Standard may also be applied to SSCs that might not require explicit seismic qualification as deemed appropriate by the operating organization or by authorities having jurisdiction (AHJ).

1.3  Other Applications

This Standard may be applied, as appropriate, to other nuclear facilities under the jurisdiction of the Nuclear Safety and Control Act.

1.4  Terminology

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.