Energy

Categories: Energy
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Close date: Aug 20, 2019
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Scope

Type of consequence assessments

This Standard proposes methods for modelling the consequences of accidents at nuclear reactors for safety assessment and real-time emergency response.

Categories: Energy
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Close date: Aug 20, 2019
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1 Domaine d’application

1.1 Types d’évaluation des conséquences

Cette norme propose des méthodes pour la modélisation des conséquences des accidents mettant en cause des réacteurs nucléaires pour l’évaluation de la sûreté et les interventions en temps réel en cas d’urgence.

Notes :

a1)  Les modèles utilisés pour évaluer les conséquences d’un accident postulé aux fins d’évaluation de la sûreté sont très semblables à ceux utilisés pour les conséquences d’un accident nucléaire en temps réel aux fins d’intervention en cas d’urgence, y compris le calcul de la dispersion et des concentrations atmosphériques. Toutefois, les deux types de modèles ne traitent pas les termes source et les paramètres ultimes de la même manière.

b2)  L’évaluation de la sûreté est une activité prospective qui comprend :

i) les calculs déterministes et probabilistes effectués aux fins de l’octroi de la licenceaux fins de satisfiaire aux exigences de l’autorité compétente (AC) ;

ii) l’évaluation probabiliste du risque dans le cadre d’analyses coûts-bénéfices ; et

iii) les calculs déterministe et probabilistes effectués aux fins de la planification des mesures d’urgence.

 

c3)  L’évaluation des conséquences de l’intervention en cas d’urgence est effectuée pendant une vraie urgence pour confirmer la protection du public et de l’environnement. L’évaluation des conséquences de l’intervention en cas d’urgence est effectuée pour les accidents postulés pour confirmer les activités de préparation comme l’implantation de centres d’accueil des évacués et la formation des intervenants d’urgence.

Tous les états d’une centrale en cas d’accident nucléaire sont couverts par le champ d’application de cette norme (voir REGDOC 2.5.2).

 

Categories: Energy
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Close date: Aug 21, 2019
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Scope

1.1 Reactors and other potential sources

This Standard provides the requirements and guidance for the preparation and maintenance of a PSA at a water-cooled NPP. The radiation sources of concern include both

a) water-cooled power reactors; and

b) other potential sources of radioactive releases to the environment.

Notes:

This Standard may be used to provide guidance for nuclear facilities other than NPPs.

“Other potential sources” include, for example, wet storage bays and dry used fuel storage facilities.

Systems that only contain radiation during post-accident conditions e.g. ECI recovery, are not considered in the identification of radiation sources. The source of radiation of those systems is the reactor, which is considered already as a source

 

1.2 New and existing reactors

This Standard applies to both new and existing water-cooled NPPs.

Notes:

1) “Existing NPPs” refers to NPPs initially licensed before 2017.

2) “New NPPs” refers to NPPs initially licensed after 2016.

3) The requirements for a new NPP might be different than the requirements for an existing NPP. This Standard notes where the requirements might be different.

1.3 Single and multi-reactor facilities

This Standard applies to NPPs with one or more water-cooled power reactors.

Notes:

1) The requirements for a single-reactor NPP might be different than the requirements for a multi-reactor NPP. This Standard notes where the requirements might be different.

2) Provisions related to the risk aggregation and whole-site PSA is provided in Clause 13, Clause 14 and Annex I of this standard.

1.4 Level 1 PSA and Level 2 PSA

This Standard addresses both Level 1 PSA and Level 2 PSA.

1.5 Whole-site PSA

This Standard applies to both specific PSAs and whole-site PSAs.

Notes:

A specific PSA might assess only a single hazard for a single source at a NPP.  A whole-site PSA assesses all sources and all hazards.

Some parts of this Standard apply only to specific PSAs.  For example, Annexes C to H apply only to specific hazards for power reactors.  This Standard notes where requirements apply only to specific PSAs.

1.6 Malevolent acts

This Standard does not address and does not apply to malevolent acts.

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

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 (non-mandatory) to define their application.

Categories: Energy
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Close date: Aug 21, 2019
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1 Domaine d’application

1.1 Réacteurs et autres sources possibles

Cette norme énonce les exigences visant la préparation et la tenue à jour de l’étude probabiliste de sûreté effectuée pour les centrales nucléaires dotées d’un réacteur refroidi à l’eau. Les sources de rayonnement préoccupantes sont

a) les réacteurs de puissance refroidis à l’eau ; et

b) les autres sources possibles de rejets radioactifs dans l’environnement.

Notes :

1) Cette norme peut être utilisée comme guide pour les installations nucléaires autres que des centrales nucléaires.

2) Les «autres sources possibles» incluent, par exemple, les piscines de stockage et les installations de stockage à sec du combustible irradié.

3) Systems that only contain radiation during post-accident conditions e.g. ECI recovery, are not considered in the
identification of radiation sources. The source of radiation of those systems is the reactor, which is considered already as a source.

Categories: Energy
Origin:
Close date: Aug 28, 2019
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This Standard specifies the requirements, criteria, methods of analysis, and design procedures for

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

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

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

Categories: Energy
Origin: CSA
Close date: Aug 28, 2019
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Cette norme spécifie les exigences, les critères, les méthodes d’analyse et les procédures de conception pour

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

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

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

Categories: Energy
Origin: CSA
Close date: Sep 2, 2019
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Scope

1.1 This Standard covers integral horsepower, three-phase, alternating current, squirrel cage induction motors rated up to 15 kV at 50/60 Hz. This Standard also covers inverter duty motors.

Note: This Standard may also be applied with discretion to products outside the scope of this Standard.

1.2 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.

Categories: Energy
Origin:
Close date: Sep 15, 2019
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1. Scope

1.1 

This Standard specifies requirements for the wet storage of irradiated fuel and other radioactive materials requiring shielding or decay heat dissipation.

1.2 

This Standard addresses the
a)    design;
b)    construction and commissioning;
c)    operation; and
d)    management
of the wet storage system:

Notes:

1) Design includes site selection.

2) Decommissioning is addressed in CSA N294.

 

Categories: Energy
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Close date: Sep 15, 2019
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1 Domaine d’application

1.1

Cette norme énonce les exigences applicables au stockage en piscine du combustible irradié et autres matières radioactives nécessitant un blindage ou une dissipation de la chaleur résiduelle.

1.2

Cette norme vise

a) la conception ;

b) la construction et la mise en service ;

c) l’exploitation ; et

d) la gestion

des systèmes de stockage en piscine :

Notes :

a) La conception comprend le choix de l’emplacement.

b) CSA N294 traite du déclassement.

1.3

Cette norme doit être utilisée avec CSA N292.0.

1.4

Cette norme s’applique aux installations existantes de stockage en piscine ainsi qu’aux nouvelles installations de stockage en piscine.

Note : Certaines exigences du chapitre 6 ne s’appliquent pas aux installations existantes de stockage en piscine. L’article 6.1.2 fournit plus de détails sur l’application du chapitre 6 de cette norme aux installations existantes de stockage en piscine.

1.5

Cette norme énonce les exigences applicables aux organismes et installations qui produisent, possèdent, gèrent ou transfèrent du combustible irradié et d’autres matières radioactives, y compris les centrales nucléaires, les installations de recherche, les installations médicales, les installations de fabrication, les installations de traitement, les laboratoires et les installations industrielles.

1.6

La présente norme ne traite pas de ce qui suit :

a) élimination du combustible irradié et autres matières radioactives.

Notes :

Pour obtenir des directives sur le transfert du combustible irradié vers le stockage à sec, voir la CSA N292.2.

La CSA N292.2 peut s’appliquer au transfert d'autres matières radioactives au moyen d'une approche graduelle.

b) stockage de liquides radioactifs;

c) stockage de matériaux de purification contaminés;

d) mouillage accidentel ou involontaire de combustible irradié stocké à sec et d'autres matériaux radioactifs; et

e) irradiateurs gamma en piscine de stockage.

Note : La présente norme ne s'applique pas aux irradiateurs gamma en piscine de stockage qui sont conçus et autorisés conformément à la norme ANSI/HPS N43.10 et au Specific Safety Guide no SSG-8 de l’IAEA.

Cette norme ne s’applique pas :

a) à l’élimination du combustible irradié et autres matières radioactives ;

b) au transfert du combustible irradié ou autres matières radioactives vers des piscines de stockage ou en provenance de piscines de stockage ;

Note : Pour plus de renseignements sur l’entreposage à sec provisoire du combustible irradié voir CSA N292.2.

c) au stockage des liquides radioactifs ;

d) au stockage des produits de purification contaminés ;

e) au mouillage accidentel du combustible irradié et autres matières radioactives stockés à sec ; ni

f) aux irradiateurs gamma avec stockage humide.

Note : Cette norme ne s’applique pas aux irradiateurs gamma avec stockage humide, qui sont conçus et approuvés conformément à l’ANSI/HPS N43.10 et au guide spécifique à la sûreté SSG-8 de l’AIÉA.

 

1.7

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.

1.8

Dans cette norme, l’expression «doit être considéré» ou «doit prendre en compte» signifie que l’utilisateur évalue les conséquences et documente les décisions prises.

Note : Exemples de décisions : ne rien faire, des procédures opérationnelles, des caractéristiques de conception.

Categories: Energy
Origin: CSA
Close date: Sep 30, 2019
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This standard establishes minimum requirements for pressure relief devices intended for use on fuel containers that comply with ANSI/CSA NGV2, Compressed Natural Gas Vehicle (NGV) Fuel Containers, FMVSS 304, Federal Motor Vehicle Safety Standards, 49 CFR Part 571.304, Compressed Natural Gas Fuel Container Integrity, CSA B51, Part 2, High Pressure Cylinders for On-Board Storage of Natural Gas as a Fuel for Automotive Vehicles and/or ISO 11439 Gas Cylinders – High Pressure Cylinders for the Onboard Storage of Natural Gas as a Fuel for Automotive Vehicles.

Categories: Energy
Origin:
Close date: Oct 8, 2019
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1 Scope

This Standard covers the integrity management for the lifecycle of wells in the land-based upstream sector of the petroleum and natural gas industry.

1.1

The purpose of this Standard is to provide minimum requirements for ensuring well integrity, for the upstream sector of the petroleum and natural gas industry.

1.2

The Standard will address

well integrity management framework;

design;

well construction;

operation;

intervention; and

decommission.

Note: Design will be referenced in this document; the details are covered in CSA Z625 Well design for petroleum and natural gas industry systems.

1.3

This Standard does not apply to

offshore applications;

shallow water wells;

geo-thermal; and

non-petroleum industry wells.

1.4 

It is not the intent of this Standard to prevent the development of new equipment or practices, nor to prescribe how such innovations are to be handled.

1.5  

Where the requirements of this Standard differ from the requirements of other standards or codes referenced herein, the requirements of this Standard take precedence.

1.6  

The requirements of this Standard do not apply retroactively to existing installations and installations under construction at the time of publication, but they do apply to the extension, replacement, maintenance, and upgrading of such installations.

1.7  

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 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; and “can” is used to express possibility or capability.

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.

Categories: Energy
Origin:
Close date: Oct 16, 2019
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1 Scope

1.1 Facilities

This Guideline and the CDG are intended to apply to CANDU nuclear power stations in Canada. However, the radionuclides and environmental pathways addressed make this Guideline applicable to releases from many other nuclear facilities, including research reactors, radioisotope processing facilities, waste processing facilities such as incinerators, and power reactors other than those of CANDU design, subject to the limitations detailed in Clauses 1.2 to 1.8. Application to other types of facilities such as fuel fabrication plants and refineries is limited by the radionuclides considered here (see Clause 4.3). This Guideline may be adapted to cover part of the needs of such facilities, but additional models or methodologies might be necessary for other parts. However, neither the radionuclides nor the models included in this Guideline are complete enough to cover releases from sources such as uranium mines and mills, permanent geologic disposal facilities, and other facilities where extensive modelling of groundwater pathways is required.

1.2 Release paths

This Guideline covers releases to the atmosphere and to surface water (both fresh and marine). It does not address releases to groundwater, although transfers from other media to groundwater wells and ponds are considered. Direct gamma irradiation from radioactivity inside the facility is not modelled because it does not involve a release.

1.3 Release duration

The methods specified in this Guideline are designed for routine, continuous, low-level emissions. They also apply to periodic, short-term releases (see Clause 8.2), provided that

the releases are controlled and associated with normal operations;

the release rate is roughly the same from event to event;

for atmospheric releases, the total release duration exceeds approximately 1000 h in the year; for aquatic releases, at least one or two releases occur in each month of the year; and

the releases occur randomly over time.

Where the requirement of Item (d) is not met but the releases are known to occur at a particular time of day or year, this Guideline applies only if the air (water) concentrations are calculated using the meteorological (hydrological) data in effect for that time.

Notes:

Where non-random releases are calculated using time-appropriate data, it might be possible to relax the conditions on the release frequencies.

Releases that do not meet these conditions can use another model, such as that specified in CSA N288.2 for atmospheric releases.

For some facilities, intermittent releases occur predictably as spikes on a continuous base release. Such releases can be considered part of routine emissions and included in the DRL without special treatment if the total activity released in intermittent form is less than approximately 30% of the total release from the facility. The 30% cut-off is considered a small fraction of the overall uncertainty of the DRL estimates.

1.4 Contaminants

This Guideline applies to the radiation effects of radionuclides. It does not apply to chemicals or to the chemical toxicity of radionuclides.

1.5 Receptors

The model can be used to calculate doses or derive release limits for a representative person having the average characteristics of a group of individuals who, by reason of their location and habits, are likely to receive the highest exposures to a given radionuclide released from a particular source (see Clause 4.2). This Guideline does not apply to nuclear energy workers (NEWs), or to non-NEWs working at a nuclear facility, who are assumed to be covered by on-site radiation protection programs. The DRLs calculated using the models specified in this Guideline apply to human receptors only; however, the models can be used to support dose calculations for non-human biota.

1.6 Downwind distance of validity

This Guideline is not applicable to receptors located close to a source affected by building-induced turbulence because the atmospheric dispersion model does not simulate the cavity that forms in the lee of the building. Because the cavity extends approximately three building heights downwind, this Guideline applies only beyond this distance. Moreover, the dispersion model should be used with caution beyond an approximate distance of 20 km from the facility because the assumption of steady-state meteorological conditions implicit in the model becomes less valid at greater distances. This is not an issue in practice because the representative person is usually found closer to the facility than 20 km.

1.7 Site specificity

Local parameter values should be used wherever possible when applying models to a specific site. Where local values are not available, the default values given in this Guideline for the region closest to the site of interest may be used. These regional values represent conditions at the main nuclear sites in Canada (i.e., Pickering/Darlington, Bruce, CRL, G-2, and Point Lepreau) but may be interpreted as default values for the regional areas of southern Ontario, western Ontario, eastern Ontario, Québec, and the Maritimes, respectively. Some items which make sites unique are: topography (e.g. escarpment, river valley, lake effect), proximity to water bodies, prevalent wind patterns, and surface roughness. 

1.8 Level of complexity

1.8.1 Simpler approaches

The models specified in this Guideline are comprehensive and in some cases include considerable detail. This level of complexity might not be warranted for all assessments. Less complex approaches, involving fewer pathways and/or less detail, might be appropriate under some circumstances. Any pathway that can be shown to not contribute significantly to the total dose may be neglected. In these cases, simpler models such as those described by the IAEA Safety Report Series No. 19 may be used, provided that justification for using a simpler approach is provided.

Note: For example, the following need not be considered:

radionuclides that are not released from the site of interest; and

pathways related to wells that are not used as a source of water by members of the public near the site.

1.8.2 Default transfer parameters

A simplified approach is available for application of this Guideline without implementation of the models. Annex A lists default transfer parameters for each radionuclide for each pathway in the model, together with the assumptions made in calculating the values. If the assumptions hold for the application in question, these default values may be used to obtain estimates of the DRLs without implementing the model itself, as demonstrated in Annex B. This allows all of the models and parameter values in this Guideline to be accessed in a simple way. Because conservative assumptions were made in calculating the default parameter values, the DRLs calculated using this approach will be more conservative than those obtained by implementing the model.

The default transfer parameters can also be applied to conduct an initial assessment, combined with a sensitivity analysis, to determine which pathways or radionuclides merit further efforts to reduce model uncertainty through the application of site-specific measurements (see CDG: Appendix J).

1.9 Terminology

In this Guideline, “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 Guideline.

Categories: Energy
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Close date: Oct 16, 2019
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1 Domaine d’application

1.1 Installations

Ce guide et le DLG s’appliquent aux centrales nucléaires CANDU au Canada. Les radionucléides et les voies de pénétration dans l’environnement dont elles traitent permettent toutefois de l’appliquer aux rejets de nombreuses autres installations nucléaires, notamment de réacteurs de recherche, d’installations de retraitement des radio-isotopes, d’installations de traitement des déchets telles que les incinérateurs, ainsi que de réacteurs de puissance autres que CANDU, sous réserve des limites indiquées aux articles 1.2 à 1.8. Les radionucléides dont il est question ici (voir l’article 4.3) limitent l’application à d’autres types d’installations comme les usines de fabrication de combustible et les raffineries. Il est possible d’adapter ce guide à certains besoins d’installations semblables, mais il faudra sans doute utiliser d’autres modèles ou méthodes pour les autres installations. Cependant, ni les radionucléides ni les modèles abordés dans ce guide ne sont suffisamment complets pour englober les rejets de sources comme les mines et les usines de concentration d’uranium, les installations permanentes de gestions des déchets dans des formations géologiques et autres installations où une modélisation complète des voies de pénétration dans les eaux souterraines s’impose.

1.2 Voies des rejets

Le guide traite des rejets dans l’atmosphère et dans les eaux de surface (eau douce et eau de mer). Elles ne portent pas sur les rejets dans les eaux souterraines, mais prennent en compte les transferts d’autres milieux vers les puits d’eaux souterraines et les étangs. L’irradiation gamma directe due à la radioactivité présente dans l’installation n’est pas modélisée parce qu’elle ne sous-entend pas un rejet.

1.3 Durée des rejets

Les méthodes décrites dans ce guide visent particulièrement les émissions de faible intensité courantes et continues. Elles s’appliquent également aux rejets périodiques de courte durée (voir l’article 8.2), dans la mesure où :

a)    les rejets sont contrôlés et liés à une exploitation normale ;

b)    le taux de rejet est sensiblement le même d’un évènement à l’autre ;

c)    la durée totale des rejets dans l’atmosphère dépasse environ 1000 heures dans l’année ; au moins un ou deux rejets dans l’eau se produisent pendant chaque mois de l’année ; et

d)    les rejets surviennent au hasard au fil du temps.

Si l’alinéa d) n’est pas respecté, mais si on sait que les rejets surviennent généralement à un moment donné de la journée ou de l’année, ce guide ne s’applique que si les concentrations dans l’air ou dans l’eau sont calculées à partir des données météorologiques ou hydrologiques en vigueur à ce moment-là.

Notes :

1)     Si le calcul des rejets non aléatoires se fait à partir de données opportunes et pertinentes, il est alors possible d’assouplir les conditions quant à la fréquence des rejets.

2)     Les rejets non conformes à ces conditions peuvent employer un autre modèle, notamment celui que spécifie la CSA N288.2 au sujet des rejets dans l’atmosphère.

3)     Certaines installations produisent des rejets intermittents de façon prévisible comme des pointes dans un rejet continu. Ces rejets peuvent être considérés comme faisant partie des émissions courantes et inclus dans la LOD sans traitement spécial si l’activité nucléaire totale émise de façon intermittente est inférieure d’environ 30 % aux émissions totales de l’installation. Cette réduction de 30 % représente une petite fraction de l’incertitude globale des estimations de LOD.

1.4 Contaminants

Ce guide s’applique aux effets des rayonnements des radionucléides, et non pas aux produits chimiques ou à la toxicité chimique des radionucléides.

1.5 Récepteurs

Le modèle pourrait être utilisé pour calculer les doses ou les limites de rejet pour une personne représentative ayant les caractéristiques moyennes d’un groupe de personnes qui, en raison de leur emplacement et de leurs habitudes, sont susceptibles de recevoir les expositions les plus élevées à un radionucléide donné émis à partir d’une source particulière (voir l’article 4.2). La présente ligne directrice ne s’applique pas aux travailleurs du secteur de l’énergie nucléaire, ni aux travailleurs autres que ceux du secteur de l’énergie nucléaire qui travaillant dans une installation nucléaire, qui sont présumés être couverts par des programmes de protection contre les radiations sur site. Les LRD calculées à l’aide des modèles spécifiés dans la présente ligne directrice s’appliquent uniquement aux récepteurs humains; toutefois, les modèles pourraient être utilisés pour prendre en charge les calculs de dose pour les biotes non humains.1.6 Distance sous le vent minimale pour être valide

Ce guide ne s’applique pas aux récepteurs situés à proximité d’une source soumise à la turbulence produite par un bâtiment, parce que le modèle de dispersion atmosphérique ne simule pas le creux qui se forme du côté sous le vent du bâtiment. Comme le creux s’étend sur environ trois hauteurs de bâtiment sous le vent, ce guide ne s’applique qu’au-delà de cette distance. En outre, au-delà d’une distance d’environ 20 km de l’installation, il faudrait se montrer prudent dans l’utilisation du modèle de dispersion, car l’hypothèse de conditions météorologiques stables implicite dans le modèle devient moins valide à de plus grandes distances. Dans la pratique, ceci ne pose pas réellement un problème puisque la personne représentative se trouve habituellement à moins de 20 km de l’installation.

1.7 Spécificité du site

Les valeurs de paramètres locaux devraient être utilisées autant que possible lors de l’application de modèles à un site particulier. Lorsque les valeurs locales ne sont pas disponibles, les valeurs par défaut indiquées dans la présente ligne directrice pour la région la plus proche du site d’intérêt peuvent être utilisées. Ces valeurs régionales représentent les conditions aux principaux sites nucléaires du Canada (Pickering/Darlington, Bruce, CRL, G-2 et Point Lepreau), mais peuvent être interprétées comme des valeurs par défaut pour les régions du sud de l’Ontario, de l’ouest de l’Ontario, de l’est de l’Ontario, de Québec et des Maritimes, respectivement. Quelques éléments qui rendent les sites uniques sont les suivants : topographie (par exemple, escarpement, vallée de la rivière, effet de lac), proximité avec les étendues d’eau, vents courants et rugosité de surface.1.8 Niveau de complexité

1.8.1 Approches simplifiées

Les modèles décrits dans ce guide sont complets et comprennent, dans certains cas, une quantité considérable de détails. Un tel niveau de complexité n’est pas nécessairement justifié pour toutes les évaluations. Des approches moins complexes, sous-entendant un moins grand nombre de voies de pénétration ou de détails, peuvent convenir dans certaines circonstances. On peut ne pas tenir compte d’une voie de pénétration qui, selon toute évidence, contribue très peu à la dose totale. Des modèles simplifiés comme ceux que décrit le Rapport de sûreté série n° 19 de l’AIÉA peuvent alors être utilisés, pourvu que l’on justifie l’utilisation d’une approche simplifiée.

Note : Il n’est pas nécessaire, par exemple, de prendre en compte les points suivants :

les radionucléides qui ne sont pas émis par le site en cause ; et

les voies de pénétration liées à des puits qui ne constituent pas une source d’eau pour les membres du public demeurant à proximité du site.

1.8.2 Paramètres de transfert par défaut

Il existe une approche simplifiée pour appliquer ce guide sans mise en œuvre des modèles. L’annexe A énumère les paramètres de transfert par défaut pour chaque radionucléide de chaque voie de pénétration prévue dans le modèle, de même que les hypothèses adoptées au moment du calcul des valeurs. Si les hypothèses conviennent à l’application en question, ces valeurs par défaut peuvent servir à évaluer les LOD sans mettre en œuvre le modèle lui-même, comme le démontre l’annexe B. Cette mesure permet d’accéder sans problème à l’ensemble des modèles et des valeurs des paramètres mentionnés dans ce guide. Comme le calcul des valeurs des paramètres par défaut a permis l’établissement d’hypothèses prudentes, les valeurs de LOD calculées selon cette approche seront plus prudentes que celles obtenues à l’aide du modèle.

Les paramètres de transfert par défaut pourraient également être appliqués pour effectuer une évaluation initiale, combinée à une analyse de sensibilité, afin de déterminer les voies de passage ou les radionucléides qui nécessitent d’autres efforts pour réduire l’incertitude du modèle au moyen de l’application de mesures propres au site (voir CDG : Annexe J).

1.9 Terminologie

Dans ce guide, le terme "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.

Categories: Energy
Origin:
Close date: Oct 16, 2019
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1 . Scope

1.1 

This Standard applies to newly produced gas-fired outdoor infrared patio heaters (see Clause 3, Definitions) hereinafter referred to as heaters or appliances, constructed entirely of new, unused parts and materials.

Categories: Energy
Origin: CSA
Close date: Apr 4, 2020
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1 Scope

1.1 General

1.1.1

These procedures apply to unitary air conditioners and heat pumps that are

a) factory-made;
b) air-source and air-sink;
c) single-split systems with matching assemblies or single package for use in ducted and/or non-ducted distribution systems;

d) intended for space-heating and/or air-conditioning applications in buildings;
e) electrically driven, mechanical, vapour-compression-type systems; and
f) rated below 65,000 Btu/h (19.0 kW) heating or cooling at standard rating conditions, in accordance with Clause 5.2.

Note: This includes space-constrained single-package or split-system and small-ducthigh-velocity central air conditioners and heat pumps matching assemblies of the type classified in Clause 1.2 and intended for air-conditioning and space-heating applications in buildings.

1.1.2

These procedures do not apply to the following:

a) water to air and/or water units; and
b) heat recovery.

1.2 Unitary equipment

Unitary equipment within the scope of these procedures is outlined in Table 1.

1.3 Terminology

In these procedures, “shall” is used to express a requirement, i.e., a provision that the user is obliged to satisfy in order to comply with these procedures; “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 these procedures; and “can” is used to express possibility or capability.

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.

1.4 Units of measurement

The values given in IP (inch-pound) units are normative. Metric values given in parentheses are for information only.