CSA N289.5-F12 (C2017):2012 Edition

Préface

Ce document constitue la deuxième édition de la CSA N289.5, Exigences relatives à l’instrumentation sismique des centrales et installations nucléaires. Il remplace l’édition précédente publiée en 1991 en anglais seulement sous le titre Seismic instrumentation requirements for CANDU nuclear power plants. Le titre a été modifié pour tenir compte de la modification du domaine d’application ; en effet, la norme vise dorénavant toutes les centrales nucléaires et non pas uniquement les centrales nucléaires CANDU.

Domaine d’application

1.1 Généralités

1.1.1 Exigences relatives aux centrales nucléaires et aux installations nucléaires

Cette norme précise les exigences relatives aux systèmes d’instrumentation sismique utilisés dans les centrales et les installations nucléaires pour la surveillance des réponses sismiques spécifiques au site. Ces centrales et installations comprennent notamment :

a) les centrales nucléaires et les installations nucléaires sur place (p. ex., piscines de désactivation, stockage de combustible sec) existantes (voir le chapitre 4) ;

Note : «Sur place» fait normalement référence à la partie intérieure de l’aire protégée.

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

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

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

e) les nouvelles installations de stockage de déchets de haute et de moyenne activité non situées à proximité d’une centrale nucléaire (voir le chapitre 7).

Notes :

1) Les «centrales nucléaires et installations nucléaires existantes» sont celles qui détenaient déjà un permis d’exploitation à la date de publication de cette norme.

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

3) «À proximité» fait normalement référence à l’intérieur de l’aire protégée ou si proche de cette aire que l’autorité compétente (AC) considère que les exigences de cette norme concernant l’instrumentation sont satisfaites avec l’emploi de l’instrumentation existante de la centrale nucléaire.

1.1.2 Application à d’autres installations nucléaires

Bien que son application ne soit pas obligatoire dans ce cas, cette norme peut servir de guide pour les installations nucléaires qui relèvent de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, et notamment :

a) les petits réacteurs nucléaires existants ;

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

c) les installations de traitement de substances nucléaires ;

d) les installations de stockage de déchets de faible activité ; et

e) les hôpitaux ou les centres de recherche nucléaire.

Les exploitants des installations énumérées aux alinéas a) à e) peuvent, de concert avec l’AC, déterminer l’applicabilité et la pertinence des directives énoncées dans cette norme.

1.1.3 Exclusions du domaine d’application

1.1.3.1 Équipements de déclenchement sismique

Les équipements de déclenchement sismique (p. ex., vannes d’arrêt de gaz) ne sont pas pris en compte dans cette norme mais peuvent être utilisés à des fins spécialisées.

Note : Les équipements de déclenchement sismique ne font pas partie des systèmes d’instrumentation sismique.

1.1.3.2 Système d’arrêt automatique

Les systèmes d’arrêt automatique ne font pas partie des exigences de conception parasismique de cette norme ; néanmoins, il est nécessaire, comme le prévoit cette norme, de disposer d’une instrumentation suffisante et très fiable de cueillette des données pour faciliter la prise des décisions qui visent à assurer l’exploitation sûre continue. Par ailleurs, ces données pourraient aussi être utilisées avec d’autres indicateurs pour déclencher un réacteur (voir l’annexe A).

1.2 Objet

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

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

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

c) de fournir des paramètres de mouvements sismiques qui peuvent être utilisés, lors des inspections et des essais de SSC, pour déterminer si l’exploitation peut continuer ; et

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

Notes :

1) Les procédures de réponse post-sismiques d’une centrale nucléaire (voir l’article 6.5 de la CSA N289.1) précisent les exigences détaillées relatives aux inspections et aux essais touchant l’arrêt sûr, le maintien du refroidissement du combustible, l’intégrité de l’enceinte de confinement et la surveillance.

2) L’annexe A indique les critères de dépassement des limites sismiques théoriques touchant les SSC d’installations nucléaires.

1.3 Terminologie

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

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

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

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

Published Code	CSA
Published By	Canadian Standards Association
Publication Date	2012
Pages Count	51
Language	France
Edition	2
File Size	757.8 KB
ICS Codes	17.160 - Vibrations, shock and vibration measurements 27.120.20 - Nuclear power plants. Safety