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Draft Amendment to C22.1

Draft Amendment to C22.1

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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.