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1.1 Storage facilities and storage areas

1.1.1 Storage of radioactive waste or irradiated fuel

This Standard specifies requirements for standalone storage facilities and areas within other facilities dedicated to storage of

a) radioactive waste; or

b) irradiated fuel.

Notes:

This includes waste management facilities built within or adjacent to nuclear power plant (NPP) sites, research reactor facilities, and portions thereof that are dedicated to storage of radioactive waste or irradiated fuel.

This Standard may be used as guidance for other facilities that house areas for storage of radioactive waste or irradiated fuel, such as research facilities, medical facilities, isotope production facilities, manufacturing facilities, processing facilities, laboratories, or industrial facilities.

Storage occurs either in a dry medium, such as in dry storage containers or storage buildings, or in a wet medium, such as in wet storage bays.

In this standard, 

a) the term “storage system” refers to both standalone storage facilities and storage areas within other types of facilities; and 

b) the term “storage facility” refers to standalone facilities for storage of radioactive waste or irradiated fuel, but can generally be considered synonymous with “storage system”.

1.1.2 Wet storage of other radioactive materials

The requirements in this Standard also pertain to wet storage of other radioactive materials requiring shielding or decay heat dissipation.

Note: In this Standard, the term “other radioactive materials” refers to radioactive materials other than irradiated fuel (e.g., sealed sources).

1.1.3 Storage of damaged or defective irradiated fuel

This Standard includes requirements for storage of damaged or defective irradiated fuel.

Note: For dry storage of damaged or defective fuel, there can be additional processing and packaging requirements that are not detailed in this Standard.

1.1.4 On-site transfer

This Standard includes requirements for on-site transfer of radioactive waste, irradiated fuel, or other radioactive materials

from

a) wet storage to dry storage; and

b) within a storage system.

1.2 Lifecycle activities

This Standard specifies the requirements for the following activities that occur during the lifecycle of a storage facility:

a) Indigenous and public engagement (see Clause 5);

b) site evaluation (see Clause 6);

c) design (see Clause 7);

d) monitoring and surveillance (see Clause 8);

e) safety assessment (see Clause 9);

f) site preparation (see Clause 10);

g) construction (see Clause 11);

h) commissioning (see Clause 12);

i) operation (see Clause 13); and

j) decommissioning (see Clause 14).

Note: Decommissioning of storage facilities and other facilities containing nuclear substances is subject to the requirements in CSA N294.

1.3 Exclusions

This Standard excludes requirements for

a) siting of a storage facility, apart from siting-related aspects of Indigenous and public engagement, site evaluation, design, and safety assessment;

b) other items that might be stored within the storage system;

Note: Examples of such items include tools.

c) wet source storage gamma irradiators; and

Note: Wet source storage gamma irradiators are designed and licensed in accordance with ANSI/HPS N43.10 and IAEA Specific Safety Guide No. SSG-8.

d) off-site transport of radioactive waste, irradiated fuel, or other radioactive materials, including storage during transport, to or from a storage system.

Note: For the off-site transportation of radioactive materials, see the Packaging and Transport of Nuclear Substances Regulations.

e) off-site transport of radioactive waste, irradiated fuel, or other radioactive materials, including storage during transport, to or from a storage system.

Note: For the off-site transportation of radioactive materials, see the Packaging and Transport of Nuclear Substances Regulations.

f) site evaluation during decommissioning

g) uranium mine and mill tailings

1.4 CSA N292.0

This Standard is used in conjunction with CSA N292.0.

1.5 Users

This Standard applies to waste organizations or facilities associated with storage of radioactive waste, irradiated fuel, or other radioactive materials, as defined in Clause 1.1.

Note: Waste organizations can refer to waste generators, waste brokers, waste receivers, waste processors, and the operating organizations of waste management facilities.

1.6 Mandatory language

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.

 

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1.1 Installations et aires de stockage

1.1.1 Stockage des déchets radioactifs ou du combustible irradié

Cette norme énonce les exigences visant les installations de stockage autonomes et les aires d’autres installations dédiées au stockage de

a) déchets radioactifs; ou

b) combustible irradié.

Notes :

1) Cela comprend les installations de gestion des déchets construites à l’intérieur ou à proximité de centrales nucléaires (CN), les installations de réacteurs de recherche et les parties de celles-ci qui sont consacrées au stockage des déchets radioactifs ou du combustible irradié.

2) Cette norme peut servir de directive pour d’autres installations qui abritent des zones de stockage de déchets radioactifs ou de combustible irradié, comme des installations de recherche, des installations médicales, des installations de production d’isotopes, des installations de fabrication, des installations de traitement, des laboratoires ou des installations industrielles.

3. Le stockage se fait soit dans un milieu sec, comme dans des conteneurs de stockage ou des bâtiments servant au stockage à sec, soit dans un milieu humide, comme dans des piscines de stockage.

4) Dans cette norme,

a) le terme « système de stockage » désigne à la fois les installations de stockage autonomes et les aires de stockage dans d’autres types d’installations; et

b) le terme « installation de stockage » désigne les installations autonomes de stockage de déchets radioactifs ou de combustible irradié, mais il est généralement possible de le considérer comme synonyme de « système de stockage ».

1.1.2 Stockage en piscine d’autres matières radioactives

Les exigences de cette norme s’appliquent également au stockage en piscine d’autres matières radioactives nécessitant un blindage ou une dissipation de la chaleur résiduelle.

Note : Dans cette norme, le terme « autres matières radioactives » fait référence aux matières radioactives autres que le combustible irradié (p. ex., les sources scellées).

1.1.3 Stockage de combustible irradié endommagé ou défectueux

Cette norme comprend les exigences relatives au stockage de combustible irradié endommagé ou défectueux.

Note : Dans le cas du stockage à sec de combustible endommagé ou défectueux, il est possible qu’il existe d’autres exigences relatives au traitement et à l’emballage qui ne sont pas traitées en détail dans cette norme.

1.1.4 Transfert sur les lieux

Cette norme comprend des exigences relatives au transfert sur les lieux de déchets radioactifs, de combustible irradié ou d’autres matières radioactives

a) des piscines de stockage au stockage à sec; et

b) dans un système de stockage.

1.2  Activités du cycle de vie

Cette norme précise les exigences relatives aux activités suivantes qui surviennent pendant le cycle de vie d’une installation de stockage :

a) la mobilisation des Autochtones et du public (voir l’article 5);

b) l’évaluation du site (voir l’article 6);

c) la conception (voir l’article 7);

d) le suivi et la surveillance (voir l’article 8);

e) l’évaluation de la sûreté (voir l’article 9);

f) la préparation du site (voir l’article 10);

g) la construction (voir l’article 11);

h) la mise en service (voir l’article 12);

i) l’exploitation (voir l’article 13); et

j) le déclassement (voir l’article 14).

Note : Le déclassement des installations de stockage et des autres installations contenant des substances nucléaires est soumis aux exigences de la norme CSA N294.

1.3 Exclusions

Cette norme exclut les exigences visant

a) le choix d’emplacement d’une installation de stockage, à l’exception des aspects liés à l’emplacement de la mobilisation autochtone et du public, de l’évaluation du site, de la conception et de l’évaluation de la sûreté;

b) d’autres éléments qui pourraient être stockés dans le système de stockage;

Note : Les outils sont des exemples de tels éléments.

c) les irradiateurs gamma en piscine de stockage; et

Note : Les irradiateurs gamma en piscine de stockage sont conçus et autorisés conformément à ANSI/HPS N43.10 et au Specific Safety Guide No. SSG-8 de l’AIEA.

d) le transport hors site de déchets radioactifs, de combustible irradié ou d’autres matières radioactives, y compris le stockage pendant le transport, à destination ou en provenance d’un système de stockage.

Note : Pour le transport hors site de matières radioactives, voir le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires.

e) le transport hors site de déchets radioactifs, de combustible irradié ou d’autres matières radioactives, y compris le stockage pendant le transport, à destination ou en provenance d’un système de stockage.

Note : Pour le transport hors site de matières radioactives, voir le Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires.

f) évaluation du site pendant le déclassement

g) résidus des mines et usines de concentration d’uranium

1.4 CSA N292.0

Cette norme est utilisée conjointement avec la norme CSA N292.0.

1.5 Utilisateurs

Cette norme s’applique aux organisations de gestion des déchets ou aux installations associées au stockage de déchets radioactifs, de combustible irradié ou d’autres matières radioactives, au sens de l’article 1.1.

Note : Il est possible de désigner les organisations de déchets comme des générateurs de déchets, des courtiers en déchets, des récepteurs de déchets, des transformateurs de déchets et des exploitants d’installations de gestion des déchets.

1.6 Style obligatoire

Dans cette norme, le terme « doit » indique une exigence, c’est‐à‐dire une prescription que l’utilisateur est obligé à 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.

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1.1 General

This Standard contains requirements for the material, design, manufacture, marking, and testing of serially produced, refillable Type HGV2 containers intended only for the storage of compressed hydrogen gas for on-road vehicle operation. These containers

a) are to be permanently attached to the vehicle;

b) have a capacity of up to 1000 L (35.4 ft3) water capacity; and

c) have a nominal working pressure that does not exceed 70 MPa.

1.2 Container type

1.2.1 Cylindrical containers

Type HGV 2 containers are designated as follows:

a) Type 1: seamless metal container;

b) Type 2: hoop wrapped container with resin-impregnated continuous filaments and a metal liner;

c) Type 3: fully wrapped container with resin-impregnated continuous filaments and a metal liner; and

d) Type 4: fully wrapped container with resin-impregnated continuous filaments and a non-metallic liner.

1.2.2 Conformable containers

Conformable container types are designated as follows:

a) CT1: container or assembly of a non-axisymmetric shape without a protective shell (i.e., outside wall containing gas pressure);

b) CT2: container or assembly of non-axisymmetric shape within a full or partial protective shell that is acting as a shield and not directly assisting the pressure containing elements with containing gas pressure; and

c) CT3: container or assembly of non-axisymmetric shape within a conformable protective shell that is acting as a shield and directly assisting the pressure containing elements with containing gas pressure.

The conformable container types have an additional identifier that is used in combination with the container type. A conformable container is designated based on the design as a Type 1  to Type 4 with the additional conformable type identifier. For example, a Type 4 CT2 container would be required to meet the criteria for a Type 4 container as well as the criteria specified for a CT2 container.

1.3 Welded containers

This Standard does not cover welded metal containers or welded metal liners.

1.4 Units of measurement

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.

1.5 Terminology

In this Standard, “shall” is used to express a requirement, i.e., a provision that the user shall 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.

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1.1* General

This Standard provides the minimum fire protection requirements for the design, construction, commissioning, operation, and decommissioning of nuclear power plants (NPPs) and small modular reactors (SMRs), including structures, systems, and components (SSCs) that directly support the NPP/SMR and the protected area.

Notes:

Where requirements do not state specific applicability to NPP or SMR, the requirements apply to both type of nuclear facilities.

When a clause in this standard includes a subsection for NPPs and a subsection for SMRs, the requirements for SMRs are separate from the requirements for all other NPPs. In all other cases throughout this standard, the term NPP is inclusive of SMRs.

1.2* External events

External events such as an aircraft crash or terrorist attack are outside the scope of this Standard.

1.3 Editorials

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.

1.4 System of units

The values given in SI (metric) units are the standard. The values given in parentheses are for information only.

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1.1* Généralités

Cette norme énonce les exigences minimales visant la protection contre l’incendie applicables à la conception, à la construction, à la mise en service, à l’exploitation et au déclassement des centrales nucléaires (CN) et des petits réacteurs modulaires (PRM), y compris les structures, les systèmes et les composants (SSC) directement associés aux CN/PRM et à la zone protégée.

Notes :

Lorsqu’il n’est pas précisé que les exigences s’appliquent soit aux CN soit au PRM, les exigences s’appliquent aux deux types d’installations nucléaires.

Lorsqu’un article de cette norme comprend un paragraphe traitant des CN et un autre paragraphe traitant des PRM, les exigences relatives aux PRM sont distinctes des exigences relatives à l’ensemble des autres CN. Dans tous les autres cas, et ce, tout au long de cette norme, le terme CN comprend la notion de PRM.

1.2* Événements externes

Les événements extérieurs tels un écrasement d’avion, une explosion à l’extérieur de la zone protégée ou un attentat terroriste ne sont pas visés par cette norme.

1.3 Rédaction

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

1.4 Système d’unités

Dans cette norme, les valeurs sont exprimées en unités SI (métriques). Les valeurs entre parenthèses sont données à titre d’information seulement.

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The scope of this Commentary parallels the scope of each Standard addressed. It covers all of the CSA N287 series Standards, as shown in Clause 1.2 below.

This Commentary refers to sources of material that were used during the formulation of some of the requirements in these Standards and may include:

i) concrete construction industry practice or experience;

ii) engineering or safety analysis;

iii) research or test programs;

iv) nuclear plant Operating Experience (OPEX); and

v) good engineering judgment.

Within the various CSA N287 committees, minutes of technical committee meetings and Requests for interpretation (RFI) have also been surveyed to identify topics that merit coverage in this document.

The development of each Standard through significant changes in the various editions is part of the history as explained in this Commentary.

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Le domaine d’application de ce commentaire est calqué sur le domaine d’application de chaque norme abordée. Il aborde l’ensemble des normes de la série CSA N287, conformément à l’article 1.2 ci-dessous.

Ce commentaire indique des sources de renseignements qui ont été utilisées durant la formulation de certaines des exigences dans ces normes et qui peuvent inclure :

i) des pratiques ou de l’expérience de l’industrie en matière de constructions en béton;

ii) des analyses techniques ou de la sûreté;

iii) des programmes de recherche ou d’essai;

iv) de l’expérience d’exploitation (OPEX) de centrales nucléaires;

v) un bon jugement d’ingénierie.

Au sein des divers comités de CSA N287, les procès-verbaux de certaines réunions de comités techniques et des demandes d’interprétation ont également été consultés pour cerner les sujets méritant d’être abordés dans ce document.

L’élaboration de chaque norme au moyen de changements importants dans les diverses éditions s’inscrit dans l’historique, comme il est expliqué dans ce commentaire.

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1.1 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.

Notes:

1)     Models used to assess the consequences of a postulated accident for safety assessment purposes have much in common with those used for a real-time nuclear accident for emergency response purposes, including the calculation of dispersion and air concentrations. However, the two types of models differ in their treatment of source terms and end points.

2) Safety assessment is a prospective activity that includes

a)      deterministic and probabilistic calculations carried out for Authority Having Jurisdiction (AHJ) requirements;

b)      probabilistic risk assessment for cost-benefit analyses; and

c)      deterministic and probabilistic calculations carried out for emergency planning purposes.

3)     Emergency response consequence assessment is carried out during a real emergency in support of the protection of the public and the environment. Emergency planning consequence assessment is performed for postulated accidents in support of preparedness activities such as locating reception centres for evacuees and training emergency responders.

4)     All nuclear accident plant states are included within the scope of this Standard. (Refer to REGDOC 2.5.2.)

1.2 Facilities

This Standard is designed to provide guidance on how to model the consequences of accidental radiological releases to the atmosphere from nuclear reactor facilities.

When using this Standard with facilities other than nuclear reactors, the user is instructed to exercise caution. In these cases, the user of the Standard is responsible for determining its applicability.

Note: The range of distances discussed in Clause 1.5 might not be appropriate for small nuclear reactors and thus, it is the user’s responsibility to identify models that would be applicable at less than 300 m.

1.3 Operating conditions

This Standard is applicable when nuclear material is released to the atmospheric environment as a result of an accident at a nuclear reactor, subject to the exclusions of Clause 1.10.

Parts of this Standard may be applicable to the consequence assessment of the airborne emissions from anticipated operational occurrences (AOO). In these cases, the user is responsible for determining the applicability of this Standard.

1.4 Time scale

This Standard applies to short-term accidental releases from a nuclear reactor with a duration of a month or less.

Note: Methods of estimating doses for release durations beyond 30 days are beyond the scope of this Standard, but are addressed by other guidance such as that provided in CSA N288.1.

1.5 Spatial scale

This Standard covers local atmospheric dispersion, which for Gaussian plume models is defined as dispersion that occurs in the range of 300 m to 100 km.

Notes:

1)     The lower limit was set at 300 m since specialized models are required for closer distances and members of the public rarely reside closer than this. Further downwind, the predictions of the local dispersion models discussed in this Standard are fairly reliable to distances of 20 km. Uncertainties become larger as the distance increases and the local dispersion models become unreliable for individual dose calculations beyond 50 km (see Clause 7.2.6). For individual dose calculations beyond 50 km, see Clause 4.6.4.

2)     Emergency response applications can require the range of validity to extend to 50 km despite the reduced accuracy. The accuracy of the Gaussian model limits its application for calculation of individual dose to distances less than 50 km. While confidence in model predictions decreases with increasing distance, if detailed meteorological data required to drive sophisticated air dispersion models are not available, the use of Gaussian Plume model is justified. Furthermore, the use of Gaussian models is acceptable when calculating the collective dose, because for such aggregate quantities, the errors tend to cancel. The model’s applicability to 100 km covers the need to calculate collective doses incorporating the major urban areas in the vicinity. Doses beyond 100 km make a relatively small contribution to collective doses (see Clause 7.14.2).

3)     The user is responsible for interpreting the individual dose in the case of airborne releases from a site with multiple reactor units.

4)     At distances greater than this scale, advanced models might be used with appreciation for the limitations of the model being considered.

1.6 Meteorological sampling

This Standard covers both

a) single weather scenario approaches (deterministic calculations); and

b) probabilistic sampling of meteorological data records.

1.7 Pathways

Models for the dispersion (transport and diffusion) and fate of radioactive contaminants released to the atmosphere are covered in this Standard. This Standard includes pathways for immersion in the airborne plume (cloudshine), external exposure to contaminated ground (groundshine), and inhalation. Absorption of tritiated water (HTO) vapour through the skin is included in the inhalation pathway.

Note: The ingestion pathway might not be relevant to the time scale covered in this Standard.

1.8 Contaminants

This Standard covers airborne radioactive contaminants that could be released accidentally from nuclear reactors in the form of gases, particles, and water vapour.

1.9 Receptors and end points

This Standard applies to receptors (see Clause 7.2) and end points (see Clause 7.4) that can be affected by radiological contaminants released from a nuclear facility. The calculation of the following quantities is part of this Standard:

a)     air and ground concentration of contaminants; and

b)     the doses and health effects in representative persons (including workers located more than 300 m from the release and members of the public).

1.10 Exclusions

1.10.1 Routine releases during normal operation

This Standard does not address emissions that occur as a result of normal operation of a nuclear facility, which are addressed in a separate Standard (CSA N288.1). The models and assumptions are different when a release is spread over many years, when it is of small magnitude, and when humans remain in the vicinity of the source, carrying out their normal activities.

1.10.2 Spills and liquid releases

This Standard does not address spills and accidental release of radioactive contaminants to surface or ground water. However, air emissions arising from such a spill are considered, as depletion of airborne radioactivity by deposition to water is included in the Standard if there is a water body between the source and the receptor, but surface water transport is not included.

1.10.3 Urban dispersion

Most urban dispersion effects (street canyon, differential heating of street walls, etc.) are beyond the scope of this Standard. Enhanced dilution due to the large surface roughness length of urban areas may be taken into account in calculating the vertical dispersion parameter (e.g., see Clause B.1.12).

1.10.4 Fire and explosions

This Standard does not apply to the release of radioactive material coincident with and caused by fire or explosion. This Standard does not deal with special applications such as malevolent acts.

1.10.5 Hurricanes and tornados

Severe weather conditions such as hurricanes and tornadoes are not addressed in this Standard. The rationale for excluding these scenarios is that they are associated with high winds and complex wind fields that result in enhanced dispersion and lower concentrations relative to more normal weather conditions.

1.10.6 Regional and global dispersion

Regional (or mesoscale) and global dispersion are excluded since consequences are expected to be very low beyond 100 km.  This Standard focuses on local dispersion (distances less than 100 km).

1.10.7 Chemical contaminants

This Standard does not apply to non-radioactive contaminants or toxicity due to radionuclides. This Standard does therefore not address extreme concentrations as end points or atmospheric chemistry.

Note: Examples of non-radioactive contaminants include toxic, corrosive, or environmentally deleterious substances.

1.10.8 Ingestion pathway

The ingestion pathway is not covered by this Standard.

1.10.9 Economic costs including those arising from off-site interventions

This Standard does not address those economic consequences, such as those arising from evacuation, food replacement, and eventual remediation, associated with a nuclear accident from a nuclear reactor facility. The simulation of protective actions such as evacuation and sheltering of the population during an emergency is not covered in this Standard, but the dose reduction factor associated with indoor occupancy after an accident can be included.

1.10.10 Logistics of protective actions

Although this Standard covers the calculation of doses for emergency planning purposes, it does not include the assessment of the logistics of protective actions for the public.

1.10.11 Non-human biota

Doses and effects on non-human biota are not covered by this Standard.

Note: See CSA N288.6 for dose and effects on non-human biota during normal operations.

1.11 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.

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1.1 Types d’évaluation des conséquences

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

Notes :

1) 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 sources et les paramètres ultimes de la même manière.

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

a) les calculs déterministes et probabilistes effectués aux fins de satisfaire aux exigences de l’autorité compétente (AC);

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

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

3) L’évaluation des conséquences de l’intervention en cas d’urgence est effectuée pendant une urgence réelle 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 appuyer les activités de préparation comme l’implantation de centres d’accueil des évacués et la formation des intervenants d’urgence.

4) Tous les états d’accidents nucléaires d’une centrale sont couverts par le champ d’application de cette norme (voir REGDOC-2.5.2).

1.2 Installations

Cette norme a pour objet de renseigner sur la façon de modéliser les conséquences radiologiques des rejets accidentels dans l’atmosphère provenant d’un réacteur nucléaire.

Lorsque cette norme est utilisée pour des installations autres que des réacteurs nucléaires, l’utilisateur est invité à faire preuve de prudence, car il est responsable de déterminer si la norme est pertinente à sa situation.

Note : La gamme des distances indiquées à l’article 1.5 pourrait ne pas convenir aux petits réacteurs nucléaires et par conséquent, il incombe à l’utilisateur de déterminer les modèles qui seraient pertinents à moins de 300 m.

1.3 Conditions de fonctionnement

Cette norme s’applique lorsque des matières nucléaires sont rejetées dans l’atmosphère par suite d’un accident de réacteur nucléaire, sous réserve des exclusions de l’article 1.10.

Des parties de cette norme peuvent s’appliquer à l’évaluation des conséquences des émissions dans l’atmosphère découlant des incidents de fonctionnement prévus (IFP). Dans ces cas, il incombe à l’utilisateur de déterminer la pertinence de cette norme.

1.4 Échelle de temps

Cette norme s’applique aux rejets accidentels de courte durée (moins d’un mois) d’un réacteur nucléaire.

Note : Les méthodes permettant d’estimer les doses lors de périodes de rejets d’une durée supérieure à 30 jours sont au-delà du domaine d’application de cette norme, mais relèvent d’autres documents, comme CSA N288.1.

1.5 Échelle spatiale

Cette norme concerne la dispersion atmosphérique locale, qui pour les modèles gaussiens des panaches est définie comme la dispersion qui se produit entre 300 m et 100 km.

Notes :

1) La limite inférieure a été établie à 300 m parce que des modèles spécialisés sont nécessaires pour des distances inférieures et que personne ne vit aussi près d’une centrale. En outre, les prévisions des modèles de dispersion locale présentées dans cette norme sont relativement fiables jusqu’à une distance de 20 km. Les incertitudes augmentent à mesure que la distance augmente et les modèles de dispersion locale ne sont plus fiables pour les calculs de dose individuelle au-delà de 50 km (voir l’article 7.2.6). Pour les calculs de dose individuelle au-delà de 50 km, voir l’article 4.6.4.

2) Les interventions en cas d’urgence pourraient nécessiter d’élargir la gamme de validité à 50 km malgré la perte de précision. La précision du modèle gaussien limite son application au calcul d’une dose individuelle pour des distances inférieures à 50 km. Bien que la confiance dans les prévisions du modèle diminue avec l’augmentation de la distance, si les données météorologiques détaillées exigées pour conduire des modèles sophistiqués de dispersion de l’air ne sont pas disponibles, l’utilisation d’un modèle de panache gaussien est justifiée. De plus, l’utilisation de modèles gaussiens est acceptable pour calculer la dose collective, car sur de telles quantités agrégées, les erreurs ont tendance à s’annuler. La pertinence du modèle jusqu’à 100 km permet de calculer les doses collectives englobant les principaux centres urbains à proximité. Au-delà de 100 km, les doses ne contribuent que faiblement à la dose collective (voir l’article 7.14.2).

3) L’utilisateur est responsable d’interpréter la dose individuelle en cas de rejet aérien d’une installation à plusieurs réacteurs.

4) Pour les distances supérieures à cette échelle, il serait possible d’utiliser des modèles perfectionnés tout en tenant compte des limites du modèle retenu.

1.6 Échantillonnage météorologique

Cette norme vise :

a) le scénario météorologique unique (calculs déterministes); et

b) l’échantillonnage probabiliste des registres des données météorologiques.

1.7 Voies

Les modèles de dispersion (transport et diffusion) et le devenir des contaminants radioactifs libérés dans l’atmosphère sont visés par cette norme. Cette norme traite également des voies d’immersion dans le panache en suspension dans l’air (irradiation provenant du panache), de l’exposition externe au sol contaminé (provenant du sol), et de l’inhalation. L’absorption par voie cutanée de la vapeur d’eau tritiée (HTO) est comprise dans la voie d’inhalation.

Note : Les voies d’ingestion pourraient ne pas être pertinentes pour l’échelle de temps couvertes dans cette norme.

1.8 Contaminants

Cette norme vise les contaminants radioactifs en suspension dans l’air qui pourraient être rejetés accidentellement par les réacteurs nucléaires sous la forme de gaz, de particules et de vapeur d’eau.

1.9 Récepteurs et paramètres ultimes

Cette norme vise les récepteurs (voir l’article 7.2) et les paramètres ultimes (voir l’article 7.4) qui pourraient être touchés par les contaminants radioactifs rejetés par une installation nucléaire. Le calcul des quantités qui suivent fait partie de cette norme :

a) la concentration de contaminants dans l’air et dans le sol; et

b) les doses reçues et leurs effets sur la santé des personnes représentatives (y compris les travailleurs et la population se trouvant à plus de 300 m du rejet).

1.10 Exclusions

1.10.1 Rejets réguliers en exploitation normale

Cette norme ne traite pas des émissions qui se produisent dans le cadre normal de l’exploitation d’une installation nucléaire; ces émissions font l’objet d’une autre norme, soit CSA N288.1. Les modèles et les hypothèses diffèrent lorsqu’un rejet s’étend sur de nombreuses années, qu’il est de magnitude relativement faible, et que des humains demeurent à proximité de la source et vaquent à leurs activités normales.

1.10.2 Déversement et rejets liquides

Cette norme ne traite pas des déversements ni des rejets accidentels de contaminants radioactifs dans l’eau de surface ou souterraine. Toutefois, les émissions aériennes générées par un tel déversement sont considérées, puisque l’épuisement des rejets radioactifs par déposition dans l’eau est traité dans cette norme, lorsqu’il y a un plan d’eau entre la source et le récepteur. Par contre, le transport des eaux de surface est exclu.

1.10.3 Dispersion en milieu urbain

La plupart des effets de la dispersion en milieu urbain (canyon urbain, réchauffement différentiel des murs, etc.) sont au-delà du domaine d’application de cette norme. Une dilution plus importante attribuable à la rugosité des grandes surfaces des milieux urbains peut être prise en compte dans le calcul des paramètres de dispersion verticale (p. ex., voir l’article B.1.12).

1.10.4 Incendies et explosions

Cette norme ne traite pas des rejets de matières radioactives coïncidents avec et attribuables à des incendies ou des explosions. Cette norme ne traite pas des applications spéciales comme les actes malveillants.

1.10.5 Ouragans et tornades

Les conditions météorologiques violentes comme les ouragans et les tornades ne sont pas visées par cette norme. Ces conditions sont exclues parce qu’elles sont associées à des vents forts et à des champs de vent complexes qui entraînent une dispersion accrue et des concentrations plus faibles que par conditions météorologiques normales.

1.10.6 Dispersions régionales et globales

Les dispersions régionales (méso-échelle) et globales sont exclues car il faut s’attendre à ce que les conséquences soient négligeables au-delà de 100 km. Cette norme met l’accent sur la dispersion locale (distances inférieures à 100 km).

1.10.7 Contaminants chimiques

Cette norme ne traite pas des contaminants non radioactifs ni de la toxicité attribuable aux radionucléides. Cette norme ne traite par conséquent pas des concentrations extrêmes comme paramètres ultimes ni de la chimie atmosphérique.

Note : Les substances toxiques, corrosives ou nuisibles pour l’environnement sont des exemples de contaminants non radioactifs.

1.10.8 Voies d’ingestion

Les voies d’ingestion ne sont pas visées par cette norme.

1.10.9 Coûts incluant celui des interventions hors site

Cette norme ne traite pas des conséquences économiques, comme le coût de l’évacuation, du remplacement de la nourriture et de la remise en état éventuelle, associées à un accident nucléaire se produisant dans un réacteur nucléaire. La simulation des mesures de protection comme l’évacuation et la mise à l’abri de la population en cas d’urgence n’est pas visée par cette norme, mais le facteur de réduction de dose associé à l’occupation après un accident pourrait être pris en compte.

1.10.10 Logistique des mesures de protection

Bien que cette norme traite du calcul des doses pour la planification des mesures d’urgence, elle ne vise pas l’évaluation de la logistique des mesures de protection du public.

1.10.11 Biote non humain

Les doses et leurs effets sur le biote non humain ne sont pas visés par cette norme.

Note : Voir CSA N288.6 pour la dose et les effets sur le biote non humain pendant l’exploitation normale.

1.11 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.

Categories: Energy
Origin: CSA
Close date: Jan 7, 2023
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This standard describes the procedures to be followed and the precautions to be taken in measuring performance of LED drivers commonly used in general lighting, exterior lighting, and roadway lighting, and similar applications. The scope includes LED drivers that may have these characteristics:

 

Input supply voltage up to 600 VDC or 600 VAC (60 or 50/60 Hz)

Output open-circuit voltage of 600 V or less

Constant-current or constant-voltage direct current (DC) output

Fixed, pulse-width modulation, or programmable (tunable or dimmable) output power

External (standalone) or internal (enclosed in luminaire)

Categories: Energy
Origin: CSA
Close date: Jan 7, 2023
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This standard provides specifications for and operating characteristics of non-integral electronic drivers (power supplies) for LED devices, arrays, or systems intended for general lighting applications, including indoor and outdoor, as well as specific cases such as Power over the Ethernet (PoE), and Luminaires or Lighting systems assembled with two or more LED drivers, and in the future may include other devices such as Light Fidelity (LiFi) or Visual Light Communication (VLC). Electronic drivers are devices that use semiconductors to control and supply DC power for LED starting and operation. The drivers operate from supply sources up to 600 V AC or DC at a frequency up to 60 Hertz.