1.1 General

This Standard applies to priority and sequencing equipment used in compressed gaseous hydrogen fuelling stations and specifies general, materials, construction, and assembly requirements.

 

1.2 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.

 

1.3 Units of measure

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

1.1 Inclusions

This Standard applies to newly produced automatic valves (see Clause 3, Definitions) constructed entirely of new, unused parts and materials. These valves may be individual automatic valves or valves utilized as parts of automatic gas ignition systems.

This Standard also applies to commercial/industrial safety shutoff valves (see Clause 3), herein after referred to as C/I valves. This Standard does not apply to self-contained water heater, cooking appliance, or room heater thermostats, or self-contained automatic gas shutoff valves for hot water supply systems.

Components performing functions other than those of an automatic valve are to comply with applicable American National Standards or Canadian Standards.

Compliance of an automatic valve with this Standard does not imply that the automatic valve is acceptable for use on gas appliances without supplemental tests with the automatic valve applied to the particular appliance design.

A control that incorporates two or more automatic valves and no other function, (as defined by combination control, see Clause 3), may be tested to this Standard or to the Standard for Combination Gas Controls for Gas Appliances, ANSI Z21.78 • CSA 6.20, at the discretion of the manufacturer.

1.2 Types of operation

The valve operator of an automatic valve may be actuated either directly or indirectly. In addition, it may be actuated by electrical means, by mechanical means, by means of a change of the absolute pressure of gas or air upon a diaphragm, or by other means.

1.3 Pressure ratings

This Standard applies to automatic valves having maximum operating gas pressure ratings from 1/2 psi (3.5 kPa) up to and including 60 psi (413.7 kPa) and C/I valves having maximum operating gas pressure ratings of 1/2 psi (3.5 kPa) or greater (see Clauses 6 and 7).

1.4 Applicable gases

This Standard applies to automatic valves for use with one or more of the following fuel gases: natural, and propane gases. It is not applicable to corrosive and waste gases.

1.5 Mounting position

This Standard applies to automatic valves that are to be mounted in the manufacturer’s specified upright position or in one or more of the optional mounting positions selected by the manufacturer. (See Clause 5.1.1.)

1.6 Temperature ratings

This Standard applies to automatic valves that are capable of operation at ambient temperatures of 32 °F to 125 °F (0 °C to 51.5 °C), unless a higher temperature, lower temperature, or both, are specified by the manufacturer. (See Clause 5.1.2.)

1.7 Measurement units

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

1.8 Pressure references

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

1.9 Additional provisions United States

Additional provisions concerning electrical coverage applicable to units defined for use in the United States are outlined in Clause 9, Items unique to the United States.

1.10 Additional provisions Canada

Additional provisions concerning electrical coverage, instructions, and markings applicable to units destined for use in Canada are outlined in Clause 10, Items unique to Canada.

1.11 References

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

1.12 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.

1.1   Applications

This standard applies to devices meeting the following conditions:

stationary packaged systems designed for single family residential and small commercial applications;

mCHP fuel gas devices including different prime mover/generator types (e.g., steam, organic Rankine cycle, fuel cell and ICE);

mCHP devices fueled with gaseous fuels including natural gas, renewable natural gas (biogas), natural gas blends (e.g., natural gas blended with up to 20% hydrogen), and propane;

mCHP with net AC electrical output less than 10 kW; and

mCHP with useful thermal output less than 85 kW.

1.2   Test Details

This standard covers:

performance testing at cold outdoor temperature;

testing part load efficiencies (including below 50% electrical output);

testing the performance, indoor versus outdoor unit installation; and

flue gas waste heat recovery.

1.3   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.

1.4   Units of measure

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

S1-1.1 Applicability

This Supplement sets out minimum requirements for the design, construction, operation, maintenance, abandonment, and safety storage of hydrogen and hydrogen blends in underground formations and associated equipment. The equipment considered includes

a) storage wellhead and Christmas tree assemblies;

b) wells and subsurface equipment; and

c) safety equipment, including monitoring, control, and emergency shutdown systems.

This Supplement is to be used concurrently with Z341.1 and Z341.2. Unless otherwise specified, all references to hydrocarbons or stored fluids in Z341.1 and Z341.2 shall be read as meaning hydrogen or hydrogen blend. Where no changes are identified in this Supplement, Z341.1 and Z341.2 shall apply.

This Supplement has been designed to complement provincial and/or federal regulatory frameworks and does not mandate regulatory requirements unless referenced in provincial and/or federal regulations. This Supplement provides advisory guidance that can be followed to demonstrate compliance with local and national codes and regulations and industry best practices. Alternative design codes and standards that are not specified in this Supplement may be used, provided that pertinent local and national regulations are satisfied and that it can be demonstrated that the design meets industry best practices.

There is no established safe percentage of hydrogen that can be blended in an underground storage system without first evaluating, including but not limited to, existing defects, partial pressure, metallurgy and microstructure, pressure cycling, and percentage of Specified Minimum Yield Strength (SMYS) on the wellbore materials and evaluating the reactivity impacts with the storage formation. Where the evaluation of these parameters indicates there is minimal risk from hydrogen, then existing Z341.1 and Z341.2 may be used.

The design, materials, and well completion requirements of this Supplement shall be considered for existing installations and installations under construction at the time of publication. The requirements shall apply to the testing, operation, extension, conversion, maintenance, and upgrading of such installations.

 Note: Hydrocarbons covered by this Supplement are restricted to natural gas.

S1-1.2 Scope diagram

The scope of this Supplement for reservoir storage of hydrogen and hydrogen blends is shown in Figure 1 of Z341.1. The scope of this Supplement for salt cavern storage of hydrogen and hydrogen blends is shown in Figure 1 of Z341.2.

S1-1.3 Excluded from scope 

This Supplement does not apply to

ammonia;

methanol;

in-situ production of hydrogen; and

items in Clause 1.3 in Z341.1 and Z341.2.

S1-1.4 Limitations

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

Where the requirements of this Supplement differ from the requirements of other standards or codes referenced herein, the requirements of this Supplement shall be considered as this was developed specifically for storage of hydrogen and hydrogen blends.

S1-1.5 Terminology

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

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

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

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

1.1 Applications

This Standard applies to the construction, performance, and installation procedures for a newly produced automatic damper device (hereinafter referred to as device) constructed entirely of new, unused parts and materials and designed to be used with a gas-fired appliance listed by a nationally recognized certification body.

 

1.2 Inclusion

This Standard applies to the following automatic damper devices:

Vent;

Flue;

Fireplace chimney; and

Backflow prevention

Rationale: There currently are no component standards that cover flue damper devices or backflow dampers.

Flue damper devices have been in use for decades, and have typically been tested and certified to ANSI Z21.66 • CSA 6.14 by many nationally recognized certification bodies. This proposal is intended to correct unintentional omissions in the ANSI Z21.66-2015 • CSA 6.14-2015, and provide coverage for an existing gap in performance and construction requirements.

 A backflow damper is designed to prevent flue gas from entering into idle appliances when part of a positive pressure common vent system.

These types of systems are becoming more commonly used in North America. Currently, there are no standards that cover the construction and performance requirements for these devices.

                                The CSA B149.1-20 draft edition includes a proposal to require backflow dampers - look up the clause number, proposed language, and rationale statement for that proposal.

1.3 Publications

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

1.4 Construction

Additional provisions specific to electrically operated automatic vent damper devices are outlined under Clause 4.

1.5 Retrofit Installation

Additional provisions specific to retrofit automatic vent damper devices are outlined under Clause 10

1.6 American Provisions

Clause 13 contains provisions that are unique to the United States.

1.7 Canadian Provisions

Clause 14 contains provisions that are unique to Canada.

1.8 Gage Pressure

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

1.9 Unit of Measure

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

1.10 Terminology

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

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

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

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

1.1 General

Use of this Standard occurs in conjunction with CSA N288.0, which captures those requirements that are common across the CSA N288 series Standards. These include requirements on

a) criteria for determining the need to establish a monitoring program;

b) design of a monitoring program, including the use of a systematic planning process;

c) sampling and analytical procedures;

d) interpretation of data;

e) QA and QC;

f) reporting, review, and audit;

h) staff qualifications and training; and

g) documentation.

Note: Any requirements pertaining to these elements that are not common across the CSA N288 series Standards, but are specific to a GWPP or GWMP are addressed in this Standard.

1.2 Facilities

1.2.1 Types of facilities

1.2.1.1 General

This Standard addresses the design and operation of GWPPs for nuclear facilities. These facilities include:

a) nuclear reactors;

b) uranium mines, mills, refineries, and conversion plants;

c) uranium fuel fabrication plants

d) isotope processing facilities;

e) particle accelerators with a beam energy equal to or greater than 50 MeV; and

f) nuclear waste management facilities.

Notes:

1/ In this Standard, all of these facilities are included in the term “nuclear facilities”.

2/ On-site conventional waste management facilities (e.g., landfills, incinerators, and sewage treatment plants handling non-radioactive material) are included in the scope of this Standard

 

1.2.1.2 Additional considerations

As per N288.0, Clause 1.2.2, this Standard may also apply to the design and operation of GWPPs for

a) a facility that includes:

i) an irradiator that uses more than 1015 Bq of a nuclear substance;

ii) an irradiator that requires shielding which is not part of the irradiator and that is designed to deliver a dose of radiation at a rate exceeding 1 cGy/min at a distance of 1 m;

iii) a radioactive source teletherapy machine;

iv) a particle accelerator that is capable of producing nuclear energy and has a beam energy of less than 50 MeV for beams of particles with a mass equal to or less than 4 atomic mass units;

v) a particle accelerator that is capable of producing nuclear energy and has a beam energy of no more than 15 MeV per atomic mass unit for beams of particles with a mass greater than 4 atomic mass units; or

iv) a brachytherapy ;

b) facilities that use or store naturally occurring radioactive materials;

c) Institutions operating under the authority of a nuclear substances and radiation device licence; or

d) Low-level effluent or emissions of nuclear and hazardous substances released to the environment due to existing exposure situations such as those resulting from the contamination of areas with radioactive materials produced or used in past activities.

Notes:

1/ In these situations, however, the operator of the nuclear facility is responsible for determining the applicability and suitability of this Standard in consultation with the AHJ.

2/ The list of facilities under Clause 1.2.1.2(a) corresponds to the definition of “Class II nuclear facility” under the Class II Nuclear Facilities and Prescribed Equipment Regulations.

 

1.2.2 Facility lifecycle

The nature and extent of GWPP and GWMP requirements change over the lifecycle of the facility. This Standard addresses monitoring performed during

a) site preparation, construction, and commissioning;

b) site operations;

c) site decommissioning; and

d) any period of institutional control that might follow closure of the facility

Notes:

The need for the groundwater monitoring program can be evaluated as part of the periodic review discussed in Clause 8.4.3 and 8.4.4 of CSA N288.0

1.3 Operating conditions

1.3.1 Monitoring during normal operations

The monitoring described in this Standard is applicable where nuclear and hazardous substances might be released to groundwater during normal operations over the lifecycle of a nuclear facility.

Note: Any release resulting from a deviation from routine operational practice that is expected to occur once or several times during the operating lifetime of a nuclear facility or licensed activity (i.e., reasonably foreseeable upset events, also known as anticipated operational occurrences including leaks and spills) is considered part of normal operation.

1.3.2 Monitoring during accidental releases

This Standard does not address groundwater monitoring during accidental releases.

Notes:

1/ Monitoring during accidental releases is not included in this standard due to the emergent and highly specific nature of such events. Planning to mitigate impacts to groundwater from accidental releases is important and parts of this Standard may be used in this planning.

2/ Some parts of this Standard might be applicable to the monitoring of groundwater following an accidental release. In these cases, the operator of the nuclear facility is responsible for determining the applicability of this Standard.

1.4 Spill response and the management of the spill event

This Standard does not address spill response and the management of the spill event; however, if there is residual contamination to groundwater then this Standard would apply.

Note: A facility should have in place a spill response plan to address the immediate response to spills. Some parts of the Standard are applicable to the longer term monitoring of groundwater following a spill event.

1.5 Contaminants and physical characteristics

This Standard considers the following COPCs or groundwater characteristics that might cause potential adverse effects:

a) hazardous substances such as toxic, corrosive, or deleterious substances;

b) nuclear substances; and

c) geochemical (e.g., groundwater quality) and physical characteristics of groundwater (e.g., groundwater quantity or temperature).

1.6 Monitoring

1.6.1 Leak detection

This Standard addresses

a) the role of monitoring in relation to leak detection, although this monitoring does not replace leak prevention;

b) review of structures, systems, and components (SSCs), and sentinel monitoring to provide early warning of any potential groundwater contamination issues, notwithstanding technical limitations (see Clause 6.3.4); and

c) to a limited degree, repair, preventative maintenance, and ageing of monitoring equipment.

1.6.2 Mixed effluent and groundwater

This Standard does not address groundwater that is intercepted, collected, mixed with an effluent stream, and subsequently discharged.

Note: Monitoring of that effluent is discussed in and is part of CSA N288.5, as outlined in Clause 1.5.2 of
CSA N288.5 (see Clause 0.5 of this Standard).

1.7 Interpretation of data

Guidance on the interpretation of data collected by a GWMP is provided in CSA N288.0. Any additional guidance specific to a GWMP is provided in this Standard.

Note: Users are cautioned that the AHJ can impose requirements regarding data analysis and interpretation that differ from those described in this Standard and in CSA N288.0. The operator of the nuclear facility or a licensed activity is responsible for determining what data analysis and interpretation is necessary to ensure compliance with AHJ requirements.

1.8 Risk management and remediation

This Standard does not provide guidance on risk management or remediation.

Note: This Standard provides guidance to identify situations where risk management and remediation might be needed to protect identified receptors, but does not provide further advice on selecting or implementing risk management or remediation options.

1.9 Dose assessment methods

This Standard does not address dose assessment methods.

Notes:

The GWMP does provide information for the groundwater pathway and input for dose assessment.

It is anticipated that dose assessment might be one of the tools used in either interpreting groundwater data or in defining groundwater evaluation criteria for the program.

Guidance on dose assessment methods is provided in CSA N288.6.

1.10 Reporting

Guidance on reporting the results of a groundwater monitoring program is provided in CSA N288.0. Any additional guidance specific to a GWMP is provided in this Standard.

Note: Users are cautioned that the AHJ can impose requirements regarding reporting that differ from those described in this Standard and in CSA N288.0. The operator of the nuclear facility or a licensed activity is responsible for determining what reporting is necessary to ensure compliance with AHJ requirements.

1.11 Terminology

1.11.1

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

 

1.11.2

In this Standard, “shall be considered” or “shall consider” means that the user is required to consider the possibility, make a decision, and document the reason(s) for that decision.

Note: Examples of decisions can include no action, operating procedures, and design features.

1.1 Généralités

Cette norme est utilisée conjointement avec CSA N288.0, qui énonce les exigences communes à toutes les normes de la série CSA N288. Ces exigences portent notamment sur :

a) les critères permettant de déterminer la nécessité d’établir un programme de surveillance;

b) la conception d’un programme de surveillance, y compris l’utilisation d’un processus de planification systématique;

c) les méthodes d’échantillonnage et d’analyse;

d) l’interprétation des données;

e) l’AQ et le CQ;

f) l’établissement de rapport, revue et audit;

g) la qualifications et la formation du personnel; et

h) la documentation.

Note :Toutes les exigences relatives à ces éléments qui ne sont pas communes aux normes de la série CSA N288, mais qui sont propres à un PPES ou à un PSES sont traitées dans cette norme.

1.2 Installations

1.2.1 Types d’installations

1.2.1.1 Généralités

Cette norme vise la conception et l’exploitation de PPES aux installations nucléaires. Ces installations comprennent :

a) les réacteurs nucléaires;

b) les mines et les usines de concentration d’uranium, les raffineries et les usines de conversion d’uranium;

c) les usines de fabrication de combustibles à l’uranium;

d) les installations de traitement d’isotopes;

e) les accélérateurs de particules ayant une énergie de faisceau égale ou supérieure à 50 MeV; et

f) les installations de gestion des déchets radioactifs.

Notes :

1/ Dans cette norme, toutes ces installations sont désignées par le terme « installations nucléaires ».

2/ Des installations de gestion des déchets traditionnelles sur place (p. ex., centre d’enfouissement, incinérateurs et stations de traitement des eaux usées qui traitent les matières non radioactives) sont incluses dans le domaine d’application de cette norme.

 

1.2.1.2 Considérations supplémentaires

Conformément à N288.0, article 1.2.2, cette norme peut aussi être pertinente pour la conception et la mise en œuvre de PPES pour :

a) une installation qui comprend :

i) un irradiateur qui utilise plus de 1015 Bq d’une substance nucléaire;

ii) un irradiateur dont le blindage ne fait pas partie de l’irradiateur et conçu pour produire une dose de rayonnement à un débit dépassant 1 cGy/min à une distance de 1 m;

iii) un appareil de téléthérapie à source radioactive;

iv) un accélérateur de particules qui a la capacité de produire de l’énergie nucléaire et dont l’énergie de faisceau est inférieure à 50 MeV pour des faisceaux de particules de masse égale ou inférieure à 4 unités de masse atomique;

v) un accélérateur de particules qui a la capacité de produire de l’énergie nucléaire et dont l’énergie de faisceau est égale ou inférieure à 15 MeV par unité de masse atomique pour des faisceaux de particules de masse supérieure à 4 unités de masse atomique; ou

vi) une curiethérapie;

b) les établissements qui utilisent ou stockent des matières radioactives naturelles;

c) les institutions qui sont exploitées sous l’autorité d’une licence d’utilisation de substances nucléaires et d’appareil à rayonnement; ou

d) les effluents ou émissions de bas niveau de substances nucléaires et dangereuses rejetées dans l’environnement en raison de situations d’exposition existantes, comme celles résultant de la contamination de zones contenant des substances radioactives produites ou utilisées dans le cadre d’activités antérieures.

Notes :

1/ Toutefois, dans ces cas, l’exploitant de l’installation est responsable de déterminer la pertinence de cette norme en consultation avec l’autorité compétente.

2/ La liste des installations visées par l’article 1.2.1.2(a) correspond à la définition d’une « installation nucléaire de catégorie II » dans le Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II.

 

1.2.2 Cycle de vie de l’installation

La nature et l’importance des exigences relatives au PPES et au PSES varient au cours du cycle de vie de l’installation. Cette norme vise la surveillance effectuée pendant :

a) la préparation du site, la construction et la mise en service;

b) l’exploitation du site;

c) le déclassement du site; et

d) toute période de surveillance institutionnelle qui pourrait suivre la fermeture de l’installation.

 

Notes :

1/ La nécessité du programme de surveillance des eaux souterraines est susceptible d’être évaluée dans le cadre de la revue périodique dont il est question aux articles 8.4.3 et 8.4.4 de CSA N288.0.

1.3 Conditions d’exploitation

1.3.1 Surveillance pendant l’exploitation normale

La surveillance décrite dans cette norme s’applique lorsque des substances nucléaires et dangereuses pourraient être rejetées dans les eaux souterraines dans le cadre de l’exploitation normale durant le cycle de vie de l’installation nucléaire.

Note :Tout rejet résultant d’un écart par rapport au fonctionnement de routine survenant une ou plusieurs fois pendant la durée d’exploitation d’une installation nucléaire ou d’une activité sous licence (c.-à-d., des perturbations raisonnablement prévisibles, aussi appelées « incidents de fonctionnement prévus », y compris les fuites et les déversements) est considéré comme faisant partie de l’exploitation normale.

1.3.2 Surveillance lors de rejets accidentels

Cette norme ne vise pas la surveillance des eaux souterraines lors de rejets accidentels.

Notes :

1/ La surveillance lors de rejets accidentels ne fait pas partie du domaine d’application de cette norme en raison du caractère émergent et très spécifique de ces événements. La planification des mesures d’atténuation des conséquences sur les eaux souterraines d’un rejet accidentel est un exercice important et des parties de cette norme peuvent être utilisées pour cette planification.

2/ Certaines parties de cette norme pourraient s’appliquer à la surveillance des eaux souterraines après un rejet accidentel. Dans ces cas, l’exploitant de l’installation nucléaire est responsable de déterminer la pertinence de cette norme.

1.4 Intervention en cas de déversement et gestion du déversement

Cette norme ne s’applique pas à l’intervention en cas de déversement ni à la gestion du déversement. Toutefois, s’il y a contamination résiduelle des eaux souterraines, la norme s’applique.

Note :Une installation devrait mettre en place un plan d’intervention en cas de déversement afin de pouvoir réagir immédiatement à un déversement.Certaines parties de cette norme s’appliquent à la surveillance à long terme des eaux souterraines après un déversement.

1.5 Contaminants et caractéristiques physiques

Cette norme traite des caractéristiques suivantes des CPP ou des eaux souterraines qui pourraient avoir des effets nocifs :

a) les substances dangereuses comme les substances toxiques, corrosives ou délétères;

b) les substances nucléaires; et

c) les caractéristiques géochimiques (p. ex., qualité des eaux souterraines) et physiques des eaux souterraines (p. ex., quantité ou température des eaux souterraines).

1.6 Surveillance

1.6.1 Détection des fuites

Cette norme vise :

a) le rôle de la surveillance dans la détection des fuites, bien que ce type de surveillance ne remplace pas la mise en place de mesure de prévention des fuites;

b) la revue des structures, des systèmes et des composants (SSC), et la surveillance par sentinelle afin de signaler de façon précoce toute contamination possible des eaux souterraines, malgré les limites techniques (voir l’article 6.3.4); et

c) dans une certaine mesure, la réparation, l’entretien et le vieillissement des appareils de surveillance.

1.6.2 Mélange des effluents et des eaux souterraines

Cette norme ne vise pas les eaux souterraines qui sont interceptées, collectées et mélangées à un effluent, puis déversées.

Note :La surveillance de ce type d’effluent est visée par CSA N288.5, en particulier l’article 1.5.2 de CSA N288.5 (voir l’article 0.5 de cette norme).
 

1.7 Interprétation des données

Les conseils sur l’interprétation des données recueillies dans le cadre d’un PSES sont fournis dans CSA N288.0. Toute directive supplémentaire propre à un PSES est fournie dans cette norme.

Note :Les utilisateurs sont avisés que l’autorité compétente est susceptible d’imposer des exigences relatives à l’analyse et à l’interprétation des données qui diffèrent de celles prescrites dans cette norme et dans CSA N288.0.C’est à l’exploitant de l’installation nucléaire ou de l’activité autorisée qu’il incombe de déterminer quelles analyses et interprétations des données sont nécessaires pour assurer la conformité aux exigences de l’autorité compétente.

1.8 Gestion des risques et assainissement

Cette norme n’énonce aucune exigence visant la gestion des risques ou les mesures d’assainissement.

Note :Cette norme énonce des exigences visant à reconnaître les situations pour lesquelles une gestion des risques et des mesures d’assainissement pourraient être nécessaires pour protéger les récepteurs connus, mais ne traite pas de la sélection ni de la mise en œuvre des mesures de gestion des risques ou d’assainissement.

1.9 Évaluation de la dose

Cette norme ne traite pas des méthodes d’évaluation de la dose.

Notes :

1/ Le PSES contient néanmoins des renseignements sur les voies d’écoulement des eaux souterraines et des données utiles pour l’évaluation de la dose.

2/ Il est prévu que l’évaluation de la dose constitue l’un des outils d’interprétation des données relatives aux eaux souterraines ou de définition des critères d’évaluation des eaux souterraines pour le programme.

3/ CSA N288.6 traite des méthodes d’évaluation de la dose.

1.10 Établissement de rapport

Les lignes directrices visant la consignation des résultats d’un programme de surveillance des eaux souterraines sont fournies dans CSA N288.0. Toute directive supplémentaire propre à un PSES est fournie dans cette norme.

Note : Les utilisateurs sont avisés que l’autorité compétente est susceptible d’imposer des exigences relatives à l’établissement de rapport qui diffèrent de celles prescrites dans cette norme et dans CSA N288.0.C’est à l’exploitant de l’installation nucléaire ou de l’activité autorisée qu’il incombe de déterminer quels rapports sont nécessaires pour assurer la conformité aux exigences de l’autorité compétente.

1.11 Terminologie

1.11.1

Dans cette norme, le terme « doit » indique une exigence, c’est-à-dire une prescription que l’utilisateur est obligé de respecter pour assurer la conformité à la norme; « devrait » indique une recommandation ou ce qu’il est conseillé, mais non obligatoire de faire; et « peut » indique une possibilité ou ce qu’il est permis de faire.

Les notes qui accompagnent les articles ne comprennent pas de prescriptions ni de recommandations. Elles servent à séparer du texte les explications ou les renseignements qui ne font pas proprement partie de la norme.

Les notes au bas des 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.

1.11.2

Dans cette norme, l’expression « doit être pris en compte » ou « doit prendre en compter » signifie que l’utilisateur doit prendre en compte une possibilité, prendre une décision et documenter cette décision.

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

1.1 Inclusions

This Standard defines the requirements for performance, installation and application, and performance verification of mechanical ventilation systems.  This Standard applies to systems that are capable of providing minimum controlled rates of outdoor air to the habitable spaces of those single family dwelling units that

a) fall within the Scope of Part 9 of the National Building Code of Canada; and

b) are self contained with respect to heating, ventilation, and air conditioning.

This standard also applies to dwelling units that fall outside the scope of Part 9 of the NBC as long as the low flow and high low rates are provided by a balanced system where the supply and exhaust air flows are within 10% of each other and are self contained with respect to heating, ventilation, and air conditioning.

This Standard also applies to the installation requirements for ventilation components such as supply and exhaust ventilation fans and associated equipment, including bathroom exhaust fans, kitchen exhaust fans, cooktop hoods, with or without ducts, and downdraft exhaust fans intended for operation in the dwelling unit, whether or not a part of a ventilation system conforming to this Standard.

This Standard also applies to the installation requirements for self contained ducted heat or enthalpy recovery ventilators intended for operation in the dwelling unit, whether or not they constitute a part of a ventilation system conforming to this Standard. The applicable heat or enthalpy recovery ventilators have a maximum rated capacity of not more than 236 L/s (500 cfm).)

The amounts of ventilation and exhaust air specified in this Standard are intended to deal with contaminants at the rates of generation normally encountered in residential dwellings. Acceptable indoor air quality also requires that the rate of contaminant generation be controlled.

1.2 Exclusions

The outdoor air is assumed to, in general, be of adequate quality to meet the needs of the occupants.

The outdoor air requirements of this Standard are not intended to provide for the combustion and dilution air needs of vented combustion appliances.  These are specified in the Standards referred to in Clause 2.

This Standard does not consider the air supply required for combustion and dilution in fireplaces, required to account for that exhausted through the fireplace flue.

The outdoor air requirements of this Standard are not intended to provide sufficient ventilation for indoor thermal comfort in hot weather.

This Standard does not apply to the installation of recirculating forced air heating and air conditioning systems that are not used for ventilation.

This Standard does not mandate the way in which the occupant operates the system.  The rates in operation depend on the preference of the occupants.

In determining the capacity of the mechanical ventilation system, this Standard takes no account of the ventilating effects of uncontrolled air leakage, of natural ventilation through open windows, or of other such openings operated by the occupants.

1.3 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.

1.4 Users

This Standard is intended to be used by designers of ventilation systems within the scope of this standard as well as those responsible for installing and inspecting them

 1.5 Units of measure

The values given in SI units are the units of record for the purposes of this Standard. The values given in parentheses are for information and comparison only. The values in parentheses are based on a rounded conversion of 2 cfm/L/s and 250 Pa/in. w.c. which are deemed to be acceptable for the purpose of this standard.

1.1

This Standard specifies the technical requirements for the owner/operator to evaluate cold-worked Zr-2.5 wt% Nb alloy pressure tubes in operating CANDU reactors for continued operation. Clause 13 of CSA N285.0/N285.6 Series requires that when in-service inspection results or material surveillance results do not satisfy the requirements of the original inspection program, a fitness-for-service evaluation must be performed in accordance with CSA N285.4 to demonstrate acceptance. The requirements of this Standard address the specific fitness-for-service evaluation requirements of CSA N285.4, Clause 12.

1.2

This Standard applies only to cold-worked Zr-2.5 wt% Nb alloy pressure tubes in operating CANDU reactors and to evaluation of the volumetric inspection results, pressure tube to calandria tube contact, and material surveillance measurements listed herein. The definition of pressure tube material types within the scope of this standard is provided in CSA N285.0/N285.6.1 Series.

1.3

This Standard does not apply to evaluation of pressure tube dimensional changes (other than pressure tube to calandria tube contact), material property surveillance measurements beyond those defined in CSA N285.4, or to other reactor types. This Standard does not apply to pressure tube materials other than cold-worked Zr-2.5 wt% Nb.

 

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

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

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

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

1.1

Cette norme stipule les exigences techniques auxquelles se plie le propriétaire/exploitant pour évaluer les tubes de force écrouis en alliage de Zr-Nb 2,5 % en poids écroui des réacteurs CANDU en vue d’une exploitation continue. L’article  13 de CSA  N285.0/N285.6 exige que lorsque les résultats d’une inspection en service ou les résultats d’une surveillance de matériaux ne sont pas conformes aux exigences du programme d’inspection initial, une évaluation de l’aptitude au service soit effectuée conformément à CSA  N285.4 pour démontrer l’acceptation. Cette norme examine les exigences particulières relatives à l’évaluation de l’aptitude au service de l’article  12 de CSA  N285.4.

1.2

Cette norme s’applique seulement aux tubes de force écrouis en alliage de Zr-Nb 2,5 % en poids écroui dans les réacteurs CANDU en exploitation et à l’évaluation des résultats des inspections volumétriques, des contacts entre les tubes de force et les tubes de cuve et des mesures de surveillance des matériaux énumérées dans le présent document. La définition des types des matériaux des tubes de force visés par cette norme est donnée dans la série CSA N285.6.10/N285.6..

1.3

Cette norme ne s’applique pas à l’évaluation des variations dimensionnelles des tubes de force (en dehors du contact entre les tubes de cuve et les tubes de force), aux mesures de surveillance des propriétés du matériau au-delà de celles définies dans CSA N285.4, ni à d’autres types de réacteurs. Cette norme ne s’applique pas aux matériaux de tube de force autres que le Zr-Nb 2,5 % en poids écroui.

1.4

Dans cette norme, le terme « doit » indique une exigence, c’est-à-dire une prescription que l’utilisateur est obligé de respecter pour assurer la conformité à la norme; « devrait » indique une recommandation ou ce qu’il est conseillé mais non obligatoire de faire; et « peut » indique une possibilité ou ce qu’il est permis de faire.

Les notes qui accompagnent les articles ne comprennent pas de prescriptions ni de recommandations. Elles servent à séparer du texte les explications ou les renseignements de nature informative qui ne font pas proprement partie de la norme.

Les notes au bas des figures et des tableaux font partie de ceux-ci et peuvent être rédigées comme des prescriptions.

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

1.1 Facilities

1.1.1 Types of facilities

1.1.1.1 

This Standard addresses the establishment and implementation of ALs for nuclear facilities

Notes:

1) Nuclear facilities that typically use the CSA N288 series of Standards consist of nuclear facilities, and uranium mines and mills. The conventional waste management facilities (e.g., landfills, incinerators, and sewage treatment plants handling non-radioactive material) that have final discharge points subject to ARLs on a nuclear facility (or uranium mine and mill) are included in the scope of this Standard.

2) Not all nuclear facilities will need ALs. See Clause 5 on criteria for establishing ALs.

1.1.1.2 

This Standard may also apply to the establishment and implementation of ALs for

a) a facility that includes:

An irradiator that uses more than 1015 Bq of a nuclear substance;

An irradiator that requires shielding that is not part of the irradiator and that is designed to deliver a dose of radiation at a rate exceeding 1 cGy/min at a distance of 1 m;

a radioactive source teletherapy machine;

a particle accelerator that is capable of producing nuclear energy and has a beam energy of less than 50 MeV for beams of particles with a mass equal to or less than 4 atomic mass units;

a particle accelerator that is capable of producing nuclear energy and has a beam energy of no more than 15 MeV per atomic mass unit for beams of particles with a mass greater than 4 atomic mass units; or

a brachytherapy remote afterloader.

 

Note: The list of facilities under Clause 1.1.1.2(a) corresponds to the definition of “Class II nuclear facility” under the Class II Nuclear Facilities and Prescribed Equipment Regulations.

b) facilities that use or store naturally occurring radioactive materials;

c) institutions operating under the authority of a nuclear substances and radiation devices license; or

d) low-level controlled effluent or emissions of nuclear and hazardous substances released to the environment due to existing exposure situations such as those resulting from the contamination of areas with radioactive materials produced or used in past activities.

Note: In these situations, the operator of the facility is responsible for determining the applicability and suitability of this Standard in consultation with the AHJ.

 

1.1.2 Facility lifecycle

This Standard may be applied during the following phases of a facility lifecycle

a) site preparation, construction, and commissioning;

b) operations; and

c) decommissioning.

Notes:

1) The specifics of how an AL is developed and implemented may change over the lifecycle of the facility. For example, there is unlikely to be effluent during site preparation and construction. Therefore, ALs may be established but not implemented for that phase.

2) Elements of this Standard, such as the consideration and prospective development of ALs, may also be applicable during facility design.

3) The operational lifecycle of a  nuclear facility is assumed to include storage with surveillance.

4) A facility might have a licence post-decommissioning; however, it assumed there are no longer controlled releases, and, therefore, ALs are not required.

1.2 Operating conditions

The establishment and implementation of ALs described in this Standard are applicable for contaminants and physical stressors identified in an effluent and emissions monitoring program (e.g., CSA N288.5) during normal operations over the lifecycle of a nuclear facility.

 

Note: Any release resulting from a deviation from routine operational practice that is expected to occur once or several times during the operating lifetime of a nuclear facility or licensed activity (i.e., reasonably foreseeable upset events such as minor leaks and spills) should be assessed to determine whether it is considered part of normal operation.

 

1.3 Contaminants, physical stressors, and final discharge points

1.3.1 

This Standard is to be applied to develop ALs at the final discharge point for those contaminants or physical stressors monitored in an effluent and emissions monitoring program.

Note The effluent and emissions monitoring program is typically developed though CSA N288.5. Contaminants of potential concern (COPCs) may include nuclear or hazardous substances or physical stressors.

1.3.2 

The physical parameter temperature is outside the scope of this Standard.

1.4 Interpretation of data

This Standard provides guidance on the interpretation of data that is relevant to the development of ALs.

Note: Users are cautioned that the statutes, regulations, licences, and permits that govern a nuclear facility can impose requirements regarding data analysis and interpretation that differ from those described in this Standard. The operator of the nuclear facility is responsible for determining what data analysis and interpretations are necessary to confirm compliance with all statutes, regulations, licences, or permits that govern the operation of the nuclear facility.

1.5 Terminology

1.5.1 

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

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

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

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

1.5.2 

In this Standard, “shall be considered” or “shall consider” means that the user shall consider the possibility, make a decision, and document the reason(s) for that decision.

Note: Examples of decisions can include no action, operating procedures, design features.

1.1 Installations

1.1.1 Types d’installations

1.1.1.1 

Cette norme vise l’établissement et la mise en œuvre de seuils d’intervention pour les installations nucléaires.

Notes :

1)  Les installations nucléaires qui utilisent généralement la série de normes CSA N288 sont les installations nucléaires ainsi que les mines et usines de concentration d’uranium. Les installations classiques de gestion des déchets (p. ex., sites d’enfouissement, incinérateurs et usines de traitement des eaux usées traitant des matières non radioactives) dont les points de rejet final sont assujettis aux limites de rejet autorisées pour une installation nucléaire (ou pour une mine ou une usine de concentration d’uranium) sont comprises dans le domaine d’application de cette norme.

2) Des seuils d’intervention ne sont pas requis pour toutes les installations nucléaires. Voir l’article 5 pour obtenir les exigences relatives à l’établissement de seuils d’intervention.

1.1.1.2 

Cette norme peut aussi s’appliquer à l’établissement et la mise en œuvre de seuils d’intervention pour

a)  une installation qui comprend :

i.      un irradiateur qui utilise plus de 1015 Bq d’une substance nucléaire;

ii.     un irradiateur qui nécessite un blindage ne faisant pas partie de l’irradiateur et qui est conçu pour administrer des doses de rayonnement à plus de 1 cGy/min à une distance de 1 m;

iii.    un appareil de téléthérapie à source radioactive;

iv.    un accélérateur de particules qui a la capacité de produire de l’énergie nucléaire et dont l’énergie de faisceau est inférieure à 50 MeV pour des faisceaux de particules de masse égale ou inférieure à 4 unités de masse atomique;

v.     un accélérateur de particules qui a la capacité de produire de l’énergie nucléaire et dont l’énergie de faisceau est égale ou inférieure à 15 MeV par unité de masse atomique pour des faisceaux de particules de masse supérieure à 4 unités de masse atomique; ou

vi.    un appareil de curiethérapie à projecteur de source télécommandé.

 

Note : La liste des installations figurant à l’article 1.1.1.2(a) correspond à la définition d’une « installation nucléaire de catégorie II » du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II.

 

b) des installations qui utilisent ou entreposent des substances radioactives d’origine naturelle

c)  les institutions exploitées en vertu d’un permis d’utilisation de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement; ou

d) les effluents ou émissions contrôlés de bas niveau de substances nucléaires et dangereuses rejetées dans l’environnement en raison de situations d’exposition existantes, comme celles résultant de la contamination de zones contenant des matières radioactives produites ou utilisées dans le cadre d’activités antérieures.

 

Note : Dans ces cas, l’exploitant de l’installation est responsable de déterminer la pertinence de cette norme en consultation avec l’autorité compétente.

1.1.2 Cycle de vie de l’installation

Cette norme peut être appliquée pendant les phases suivantes d’un cycle de vie de l’installation :

a) la préparation, la construction et la mise en service du site;

b) l’exploitation; et

c) le déclassement.

Notes :

1) La façon dont un seuil d’intervention est élaboré et mis en œuvre peut changer au cours du cycle de vie de l’installation. Par exemple, la présence d’un effluent est peu probable pendant la préparation du site et la construction. Par conséquent, les seuils d’intervention peuvent être établis, mais non mis en œuvre pour cette phase.

2) Des éléments de cette norme, comme la détermination de la pertinence de seuils d’intervention et l’établissement de tels seuils d’intervention, peuvent aussi s’appliquer pendant la conception de l’installation.

3) Il est supposé que la vie utile d’une installation nucléaire comprend l’entreposage surveillé.

4) Une installation pourrait détenir un permis après le déclassement; toutefois, on suppose qu’il n’y a plus de rejets contrôlés, et, par conséquent, que des seuils d’intervention ne sont pas requis.

1.2 Conditions d’exploitation

L’établissement et la mise en œuvre des seuils d’intervention décrits dans cette norme s’appliquent aux contaminants et stresseurs physiques énumérés dans un programme de surveillance des effluents et des émissions (p. ex., CSA N288.5) en condition d’exploitation normale pendant la durée du cycle de vie d’une installation nucléaire.

Note : Tout rejet résultant d’un écart par rapport aux activités d’exploitation courantes et pouvant survenir une fois ou quelques fois pendant la durée de vie de l’installation nucléaire ou de l’activité autorisée (c.-à-d. des incidents raisonnablement prévisibles, comme des fuites et des déversements mineurs) devrait être évalué afin de déterminer s’il est considéré comme faisant partie de l’exploitation normale.

1.3 Contaminants, stresseurs physiques et points de rejet final

1.3.1 

Cette norme est à utiliser pour l’établissement des seuils d'intervention au point de rejet final pour les contaminants ou stresseurs physiques surveillés dans le cadre d’un programme de surveillance des effluents et des émissions.

Note :

1) Le programme de surveillance des effluents et des émissions est généralement élaboré selon la CSA N288.5. Les contaminants potentiellement préoccupants (CPP) peuvent être des substances nucléaires ou dangereuses ou des stresseurs physiques.

 

1.3.2 

La température n’est pas traitée par cette norme.

1.4 Interprétation des données

Cette norme énonce des lignes directrices visant l’interprétation des données pertinentes à l’établissement de seuils d’intervention.

Note : Les utilisateurs sont avisés que les lois, les règlements, les licences et les permis qui régissent l’installation nucléaire sont susceptibles d’imposer des exigences concernant l’analyse et l’interprétation des données qui diffèrent de celles prescrites dans cette norme. C’est à l’exploitant de l’installation nucléaire qu’il incombe de déterminer quelles analyses et quelle interprétation sont nécessaires pour assurer la conformité aux lois, aux règlements, aux licences ou aux permis qui régissent l’exploitation de l’installation nucléaire.

1.5 Terminologie

1.5.1 

Dans cette norme, le terme «doit» indique une exigence, c’est-à-dire une prescription que l’utilisateur doit respecter pour assurer la conformité à la norme; «devrait» indique une recommandation ou ce qu’il est conseillé mais non obligatoire de faire; et «peut» indique une possibilité ou ce qu’il est permis de faire.

Les notes qui accompagnent les articles ne comprennent pas de prescriptions ni de recommandations. Elles servent à séparer du texte les explications ou les renseignements qui ne font pas proprement partie de la norme.

Les notes au bas des figures et des tableaux font partie de ceux-ci et peuvent être rédigées comme des prescriptions.

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

1.5.2 

Dans cette norme, l’expression «doit être pris en compte» ou «doit prendre en compte» signifie que l’utilisateur doit prendre en compte la possibilité, prendre une décision, et justifier par écrit cette décision.

Note : Une décision pourrait être de ne rien faire, un mode opératoire, un élément de conception.

1.1

This Standard defines requirements for the periodic inspection of pressure retaining systems, components, and supports that form part of a CANDU nuclear power plant.

Periodic inspection (see Annex A for additional guidance) is considered to include the fluid boundary portions of components and piping, including their supports that comprise

a) systems containing fluid that directly transports heat from nuclear fuel and other systems whose failure can result in a significant release of radioactive substance;

b) systems essential for the safe shutdown of the reactor or the safe cooling of the fuel, or both, in the event of a process system failure; and

c) other systems or components whose failure could jeopardize the integrity of the systems described in Item a) or b), or both.

In addition, for components exposed to conditions beyond the known experience base, and where such components constitute part of a vital system, the components may be considered suitable for inclusion in the periodic inspection program, as supplementary periodic inspections.

1.2

This Standard addresses

a) failure aspects;

b) classification of areas subject to periodic inspection;

c) provision for access;

d) examination methods and procedures;

e) personnel qualifications;

f) frequency of periodic inspection;

g) responsibilities;

h) documentation;

i) records;

j) evaluation of periodic inspection results;

k) dispositioning; and

l) repair, replacement, and modification requirements.

1.3

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

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

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

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

1.1

Cette norme énonce les exigences relatives à l’inspection périodique des systèmes et des composants sous pression ainsi que des supports faisant partie d’une centrale nucléaire CANDU.

L’inspection périodique (voir l’annexe A pour obtenir des directives supplémentaires) vise, entre autres, les parties de l’enveloppe des liquides pour les composants et la tuyauterie ainsi que de leurs supports, y compris :

a) les systèmes contenant un liquide qui transporte directement la chaleur du combustible nucléaire et des autres systèmes dont la défaillance est susceptible de causer un rejet important de matières radioactives;

b) les systèmes essentiels à l’arrêt sécuritaire du réacteur ou au refroidissement sécuritaire du combustible, ou aux deux, en cas de défaillance d’un système fonctionnel; et

c) les autres systèmes ou composants dont la défaillance pourrait menacer l’intégrité des systèmes décrits en alinéa a) ou b), ou les deux.

De plus, en ce qui concerne les composants exposés à des conditions encore inconnues et qui font partie d’un système essentiel, ils peuvent être considérés comme convenant au programme d’inspection périodique, sous la forme d’inspections supplémentaires.

1.2

Cette norme traite :

a) des aspects de la défaillance;

b) de la classification des endroits soumis à une inspection périodique;

c) des dispositions visant assurer l’accès;

d) des méthodes et des procédures d’examen;

e) des qualifications du personnel;

f) de la fréquence des inspections périodiques;

g) des responsabilités;

h) de la documentation;

i) des dossiers;

j) de l’évaluation des résultats de l’inspection périodique;

k) de la disposition; et

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

1.3

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 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:

1) This Standard may be used to provide guidance for nuclear facilities other than NPPs or non-water-cooled reactors. Other nuclear facilities may apply this Standard using a graded approach commensurate with risk.

2) Water-cooled SMRs have not been explicitly considered in the development of this standard. However, this Standard might be generally applicable to water-cooled SMRs.3) “Other potential sources” include, for example, wet storage bays and dry used fuel storage facilities.

4) Systems that only contain radiation during post-accident conditions (e.g., Emergency Coolant Injection (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 are provided in Clauses 13 and Annex I.

1.4 Level 1 PSA and Level 2 PSA

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

1.4A Whole-site PSA

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

Notes:

1) 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.

2) 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.

1.5 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. (Ref. SOR/2000-209).

1.6 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.

1.7 Additional terminology

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

1.1 Réacteurs et autres sources possibles

Cette norme énonce les exigences relatives à la préparation et à 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 ou des réacteurs non refroidis à l’eau. Les autres installations nucléaires peuvent appliquer cette norme à l’aide d’une méthode graduelle en fonction du risque.

2) Les PRM refroidis à l’eau n’ont pas été explicitement pris en compte dans l’élaboration de cette norme. Toutefois, cette norme peut être généralement applicable aux PRM refroidis à l’eau.

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

4) Les systèmes présentant un rayonnement uniquement dans les conditions post-accidentelles (p. ex., l’injection de réfrigérant d’urgence (IRU) durant la phase de recouvrement) ne sont pas pris en compte dans l’identification des sources de rayonnement. La source de rayonnement dans ces systèmes est le réacteur, qui est déjà considéré comme une source.

1.2 Réacteurs neufs et existants

Cette norme s’applique aux centrales nucléaires nouvelles et existantes dotées d’un réacteur refroidi à l’eau.

Notes :

1) L’expression « centrale nucléaire existante » s’applique aux centrales nucléaires pour lesquelles un permis a été délivré avant 2017.

2) L’expression « nouvelle centrale nucléaire » s’applique aux centrales nucléaires pour lesquelles un permis a été délivré après 2016.

3) Les exigences relatives à une nouvelle centrale nucléaire peuvent être différentes de celles qui s’appliquent à une centrale nucléaire existante. Cette norme signale les cas où les exigences sont différentes.

1.3 Installations à un seul et à plusieurs réacteurs

Cette norme s’applique aux centrales nucléaires dotées d’un seul réacteur de puissance refroidi à l’eau ou de plusieurs.

Notes :

1) Les exigences relatives à une centrale nucléaire à un seul réacteur peuvent être différentes de celles qui s’appliquent à une centrale nucléaire à plusieurs réacteurs. Cette norme signale les cas où les exigences sont différentes.

2) Les dispositions relatives à l’agrégation des risques et à une EPS sur l’ensemble d’un site sont présentées aux articles 13 et à l’annexe I.

1.4 EPS niveau 1 et EPS niveau 2

Cette norme traite des EPS niveau 1 et niveau 2.

1.4A EPS sur l’ensemble d’un site

Cette norme s’applique à la fois aux EPS spécifiques et aux EPS sur l’ensemble d’un site.

Notes :

1) Une EPS spécifique ne pourrait évaluer qu’un seul danger ne touchant qu’une seule source à une CN. Une EPS sur l’ensemble d’un site évalue toutes les sources et tous les dangers.

2) Certaines parties de cette norme s’appliquent uniquement aux EPS spécifiques. Par exemple, les annexes C à H s’appliquent uniquement aux dangers spécifiques relatifs aux réacteurs de puissance. Cette norme indique les cas où les exigences s’appliquent uniquement aux EPS spécifiques.

1.5 Actes malveillants

Cette norme ne traite pas des actes malveillants.

Note : Au Canada, les actes malveillants sont régis par les Règlements sur la sécurité nucléaire de la CCSN. (Réf. DORS/2000-209).

1.6 Terminologie

Dans cette norme, le terme « doit » indique une exigence, c.-à-d. 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 remarques 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 remarques au bas des figures et des tableaux font partie de ceux‐ci et peuvent être rédigées comme des prescriptions.

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

1.7 Terminologie particulière

Dans cette norme, « doit être envisagé » ou « doit envisager » signifie que l’utilisateur évalue les répercussions et documente les décisions.