Energy

1.1
This Standard specifies the mechanical, electrical, and performance control requirements for integrated hydrogen fueling station (HFS) equipment (HFS modules) which transfer hydrogen from a source to vehicles with hydrogen fuel storage systems.

This Standard includes requirements for light, medium and heavy-duty vehicle fueling, including vehicles with H35, H70, LH2 and CcH2 fuel storage systems. 

Note: This Standard includes an informative annex A that provides methods to evaluate the hourly and daily capacity of an installed HFS.

1.2 
Unless otherwise stated, the standard conditions are as follows: temperature 15 °C and pressure 101 kPa.

1.3 
In case of conflict between this Standard and federal, provincial, state, or local regulations, governmental regulations take precedence.

1.4 
All references to pressure throughout this Standard are to be considered gauge pressure unless otherwise specified.

1.5 
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; “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 or explanatory 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.

1.6 
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

1.1 General

1.1.1 Requirements for nuclear power plants and nuclear facilities

This Standard describes the requirements for seismic instrumentation systems for nuclear power plants and nuclear facilities to monitor site-specific seismic responses. These plants and facilities include

a) existing nuclear power plants and on-site nuclear facilities (e.g., spent fuel bays, dry fuel storage) (see Clause 4);

Note: “On-site” generally means within the protected area.

b) new nuclear power plants and on-site nuclear facilities (e.g., spent fuel bays, dry fuel storage) (see Clause 5);

c) new small reactors and on-site nuclear facilities (see Clause 6);

d) new enriched fuel processing, fabrication, and storage facilities (see Clause 7); and

e) new high- and intermediate-level radioactive waste storage facilities not in proximity to a nuclear power plant (see Clause 7).

Notes:

1) “Existing nuclear power plants and on-site nuclear facilities” refers to those licensed for operation prior to the publication date of this Standard. (see Clause 4.1.1).

2) The requirements for new builds and existing plants might differ. Where requirements differ for new builds and existing plants, the difference is explicitly stated.

3) “In proximity to” generally means either within the protected area or so close that the authority having jurisdiction (AHJ) judges that the instrumentation requirement in this Standard is satisfied by the instrumentation existing at the nuclear power plant.

1.1.2 Application for other nuclear facilities

This Standard is not required for, but may provide guidance to, other nuclear facilities that are under the jurisdiction of the Nuclear Safety and Control Act, . such as Examples of such other facilities include, but are not limited to:,

a) existing small reactors;

b) existing high- and intermediate-level radioactive waste storage facilities not associated with a nuclear power plant;

c) nuclear substance processing facilities;

d) low-level radioactive waste storage and disposal facilities; and

e) hospitals or nuclear research centres.

The operators of the such facilities listed in Items a) through e) may, together with the AHJ, determine the applicability and suitability of the guidance provided by this Standard.

1.1.3 Scope exclusions

1.1.3.1 Seismic trigger units

Seismic trigger units (e.g., gas shut-off valves) are not considered in this Standard but can be used for specialized engineering applications.

Note: Trigger units are not part of a seismic instrumentation system.

1.1.3.2 Automatic shutdown

Automatic shutdown is not a seismic design requirement of this Standard; however, sufficient instrumentation of high reliability, as specified in this Standard, is needed to collect data in order to facilitate decision-making regarding continued safe operation, and the data could also be used in conjunction with other indicators to inform earthquake response and recoverytrip a reactor. Refer to Annex A.

1.2 Purpose

Where required to be installed, the purpose of seismic instrumentation is to

a) measure the seismic response of the nuclear power plant or nuclear facility to the seismic ground motion;

b) provide seismic motion parameters that can be used to determine whether the seismic design basis has been exceeded;

c) generate seismic motion parameters that can be used in conjunction with inspections and testing of SSCs to determine whether the facility can continue operating; and

d) provide input for validation of the dynamic analysis, as defined in CSA N289.3, of SSCs.

Notes:

1) Nuclear power plant post-seismic response procedures (see Clause 6.5 of CSA N289.1) detail the inspections and testing requirements for safe shutdown, maintenance of fuel cooling, containment integrity, and monitoring.

2) Annex A outlines criteria for seismic design basis exceedeance of facility SSCs.

1.3 Terminology

In CSA standards, “shall” is used to express a requirement, i.e., a provision that the user is obliged to satisfy in order to comply with the sStandard; “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 sStandard.

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 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 :

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.

les nouvelles centrales nucléaires et installations nucléaires sur place (p. ex., piscines de désactivation, stockage de combustible sec) (voir le chapitre 5);

les nouvelles petites centrales nucléaires et installations nucléaires sur place (voir le chapitre 6);

les nouvelles installations de traitement, de fabrication et de stockage de combustible enrichi (voir le chapitre 7); et

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 :

Les « centrales nucléaires et installations nucléaires existantes sur place » font référence à celles qui détenaient déjà un permis d’exploitation à la date de publication de la présente norme. (voir l’article 4.1.1)

Les exigences peuvent différer pour les nouvelles centrales et pour les centrales existantes. Les différences, lorsqu’elles existent, sont explicitement mentionnées.

«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, la présente norme peut servir de guide pour les installations nucléaires qui relèvent de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires.  Des exemples d’autres installations de ce type sont notamment :

les petits réacteurs nucléaires existants;

les installations de stockage de déchets de haute et de moyenne activité existantes non reliées à une centrale nucléaire;

les installations de traitement de substances nucléaires;

les installations de stockage et d’élimination des déchets de faible activité; et

les hôpitaux et centres de recherche sur le nucléaire. Les exploitants de ces installations peuvent, de concert avec les autorités compétentes (AC), déterminer l’applicabilité et la pertinence des lignes directrices de la présente 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 éclairer les mesures d’intervention et de rétablissement en cas de séisme. (voir l’annexe A).

1.2 Objet

Lorsqu’une instrumentation sismique est jugée nécessaire, elle a pour objet:

de mesurer la réponse à des mouvements sismiques du sol d’une centrale nucléaire ou d’une installation nucléaire;

de fournir des paramètres de mouvements sismiques qui peuvent être utilisés pour déterminer si la limite sismique théorique a été dépassée;

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

de fournir des données d’excitation pour valider les analyses dynamiques des SSC définies dans la CSA N289.3.

Notes :

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.

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.

1.1 General

This Standard provides requirements for in‑service examinations of concrete containment structures which includes, but is not limited to the following structural and non-structural elements:

a) concrete;

b) reinforcement (pre-stressed and non-pre-stressed);

c) steel (e.g., liner, embedded parts, anchors);

d) non-metallic liners and coating systems;

e) joint sealants and water stops; and

f) elements necessary to support containment structure (e.g. foundations).

Note: In-service examination and testing in accordance with this standard form an integral part of the overall aging management of concrete containment structure. CSA N287.8 defines requirements for aging management of concrete containment structure.

1.2 Integrated leakage rate tests (ILRTs)

This Standard also provides requirements for integrated leakage rate testing (ILRT) of the containment boundary.

1.3 Interface with CSA N285.5

In-service examination of containment system components designed in accordance with the CSA N285 series of Standards are beyond the scope of this Standard.

Note: CSA N285.5 provides requirements for periodic inspection of CANDU nuclear power plant containment components that are made of metallic or plastic materials and that form the containment boundary or are part of fluid handling systems that penetrate the containment structure.

1.4 Interface with other CSA N287 standards

This Standard is used in concert with the other standards of CSA N287 series, as applicable.

1.5 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.

1.6 Use of shall consider and shall be considered

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

Note: Examples of decision outcomes can include no action, revised operating procedures, design features.

1.1 Généralités

Cette norme stipule des exigences relatives aux examens en cours d’exploitation des enceintes de confinement en béton, qui visent de manière non limitative les éléments structuraux et non structuraux suivants :

béton;

armatures (précontraintes et non précontraintes);

acier (p. ex., chemisages, pièces encastrées, ancrages);

chemisages non métalliques et revêtements;

garnitures de joint et joints Waterstop; et

éléments nécessaires au support des enceintes de confinement (p. ex., fondations).

Note : Les examens et essais en cours d’exploitation effectués conformément à la présente norme font partie intégrante de la gestion globale du vieillissement des enceintes de confinement en béton. CSA N287.8 définit les exigences relatives à la gestion du vieillissement des enceintes de confinement en béton.

1.2 Essai de débit de fuite intégré (EDFI)

Cette norme stipule aussi des exigences visant les EDFI de l’enceinte de confinement.

1.3 Interface avec CSA N285.5

L’examen en cours d’exploitation des composants des systèmes de confinement conçus conformément à la série de normes CSA N285 est hors du domaine d’application de cette norme.

Note : CSA N285.5 énonce les exigences visant l’inspection périodique des composants de confinement des centrales nucléaires CANDU qui sont fabriqués en des matériaux plastiques ou métalliques et forment l’enceinte de confinement ou font partie de circuits de transfert de fluide qui traversent l’enceinte de confinement.

1.4 Interface avec d’autres normes CSA N287

La présente norme est utilisée conjointement avec les autres normes de la série CSA N287, selon le cas.

1.5 Terminologie

Dans la présente) 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 présente norme; « devrait » indique une recommandation ou ce qu’il est conseillé, mais non obligatoire; et « peut » indique une option ou ce qui est permis compte tenu des limites de la présente norme.

Les notes qui accompagnent les articles ne comprennent pas d'exigences ni d'exigences alternatives; le but d'une note accompagnant un article est de séparer du texte les éléments explicatifs ou informatifs.

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.

1.6 Utilisation de l’expression « doit considérer » et « doit être considéré »

Dans la présente norme, l’expression « doit être considéré » ou « doit considérer » signifie que l’utilisateur évalue les conséquences de toute décision et les documente.

Note : Des exemples de résultats des décisions sont susceptibles d’inclure : aucune action, des procédures d’exploitation révisées et des caractéristiques de conception.