Enregistrement

DORS/2008-119 Le 17 avril 2008

LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION NUCLÉAIRES

Règlement modifiant certains règlements pris en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires

RÉSOLUTION

En vertu de l’article 44 (voir référence a) de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (voir référence b), la Commission canadienne de sûreté nucléaire prend le Règlement modifiant certains règlements pris en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, ci-après.

Ottawa, le 14 mars 2008

C.P. 2008-773 Le 17 avril 2008

Sur recommandation du ministre des Ressources naturelles et en vertu de l’article 44 (voir référence c) de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (voir référence d), Son Excellence la Gouverneure générale en conseil agrée le Règlement modifiant certains règlements pris en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, ci-après, pris par la Commission canadienne de sûreté nucléaire.

RÈGLEMENT MODIFIANT CERTAINS RÈGLEMENTS PRIS EN VERTU DE LA LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION NUCLÉAIRES

RÈGLEMENT GÉNÉRAL SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION NUCLÉAIRES

1. La définition de « appareil de curiethérapie », à l’article 1 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (voir référence 1) , est abrogée.

2. (1) L’alinéa 3(1)n) du même règlement est abrogé.

(2) L’article 3 du même règlement est modifié par adjonction, après le paragraphe (1), de ce qui suit :

(1.1) La Commission ou un fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)c) de la Loi peut demander tout autre renseignement nécessaire pour lui permettre d’établir si le demandeur :

a) est compétent pour exercer l’activité visée par la demande;

b) prendra, dans le cadre de l’activité, les mesures voulues pour préserver la santé et la sécurité des personnes, protéger l’environnement, maintenir la sécurité nationale et respecter les obligations internationales que le Canada a assumées.

3. L’alinéa 19c) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

c) une installation nucléaire de catégorie II, au sens de l’article 1 du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II.

RÈGLEMENT SUR LES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES DE CATÉGORIE I

4. L’alinéa a) de la définition de « installation nucléaire de catégorie IB », à l’article 1 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I (voir référence 2) , est remplacé par ce qui suit :

a) une installation qui comprend un accélérateur de particules autre que ceux mentionnés aux alinéas d) et e) de la définition de « équipement réglementé de catégorie II », à l’article 1 du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II;

RÈGLEMENT SUR LES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES ET L’ÉQUIPEMENT RÉGLEMENTÉ DE CATÉGORIE II

5. (1) La définition de « appareil de curiethérapie », à l’article 1 du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II (voir référence 3) , est abrogée.

(2) Les définitions de « équipement réglementé de catégorie II » et « installation nucléaire de catégorie II », à l’article 1 du même règlement, sont respectivement remplacées par ce qui suit :

« équipement réglementé de catégorie II » Selon le cas :

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

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

c) appareil de téléthérapie à source radioactive;

d) 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;

e) 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;

f) appareil de curiethérapie à projecteur de source télécommandé. (Class II prescribed equipment)

« installation nucléaire de catégorie II » Toute installation qui comprend de l’équipement réglementé de catégorie II. (Class II nuclear facility)

(3) La définition de « radiamètre », à l’article 1 de la version française du même règlement, est remplacée par ce qui suit :

« radiamètre » Appareil capable de mesurer des débits de dose de rayonnement. (radiation survey meter)

(4) L’article 1 du même règlement est modifié par adjonction, selon l’ordre alphabétique, de ce qui suit :

« appareil de curiethérapie à projecteur de source télécommandé » Appareil conçu pour placer, par télécommande, une source scellée dans ou sur le corps humain à des fins thérapeutiques et pour retirer celle-ci, également par télécommande, une fois que la dose de rayonnement préétablie a été administrée, ou après que le temps préétabli s’est écoulé. (brachytherapy remote afterloader)

« entretien » Entretien d’équipement réglementé de catégorie II, y compris l’installation, les réparations et le démantèlement, autres que ceux constituant des opérations courantes qui sont :

a) soit mentionnées dans le manuel de fonctionnement du fabricant à l’égard de l’équipement;

b) soit autorisées dans le permis délivré relativement à la possession ou à l’exploitation de l’équipement. (servicing)

6. L’alinéa 3c) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

c) une description de l’équipement réglementé de catégorie II qui y sera utilisé, y compris ses conditions nominales de fonctionnement;

7. Les articles 8 et 9 du même règlement sont remplacés par ce qui suit :

8. Toute personne peut exercer les activités ci-après sans y être autorisée par un permis :

a) préparer l’emplacement d’une installation nucléaire de catégorie II;

b) construire, exploiter, modifier, déclasser ou abandonner une installation nucléaire de catégorie II qui comprend un accélérateur de particules servant à la prise de diagraphies géophysiques;

c) déclasser une installation nucléaire de catégorie II qui comprend un appareil de curiethérapie à projecteur de source télécommandé.

ACTIVITÉS RELATIVES À L’ÉQUIPEMENT RÉGLEMENTÉ DE CATÉGORIE II

9. Toute personne peut, sans y être autorisée par un permis, avoir en sa possession, transférer ou produire de l’équipement réglementé de catégorie II qui ne contient pas de substance nucléaire.

8. L’alinéa 10b) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

b) utilisé conformément au permis qui en autorise l’usage à des fins de développement ou de recherche scientifique sur des sujets autres que des humains.

9. (1) L’alinéa 11c) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

c) la marque et le numéro de modèle de l’équipement;

(2) L’alinéa 11t) du même règlement est abrogé.

(3) L’article 11 du même règlement devient le paragraphe 11(1) et est modifié par adjonction de ce qui suit :

(2) La Commission ou le fonctionnaire désigné peut demander tout autre renseignement nécessaire pour lui permettre de décider si le modèle d’équipement en cause présente un danger inacceptable pour l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ou la sécurité nationale et si l’homologation du modèle est conforme aux mesures de contrôle et aux obligations internationales que le Canada a assumées.

10. L’article 15 du même règlement est remplacé par ce qui suit :

15. (1) Le présent article s’applique au titulaire de permis qui exploite une installation nucléaire de catégorie II, autre qu’une installation qui comprend un appareil de curiethérapie à projecteur de source télécommandé dont les seules substances nucléaires sont des émetteurs bêta purs ou un accélérateur de particules servant à la prise de diagraphies géophysiques.

(2) Chaque porte d’entrée d’une pièce dans laquelle se trouve de l’équipement réglementé de catégorie II est, à la fois :

a) munie d’un dispositif qui, lorsque la porte est ouverte, arrête le fonctionnement de l’équipement et en empêche l’utilisation;

b) munie d’un dispositif qui empêche l’utilisation de l’équipement jusqu’à ce qu’une personne active le dispositif de l’intérieur de la pièce, quitte la pièce et referme la porte dans un délai préétabli;

c) conçue pour empêcher que toute personne reste enfermée à l’intérieur de la pièce.

(3) Chaque entrée — autre qu’une porte — d’une pièce dans laquelle se trouve de l’équipement réglementé de catégorie II est munie, à la fois :

a) d’un dispositif qui arrête le fonctionnement de l’équipement lorsqu’une personne franchit l’entrée;

b) d’un dispositif qui empêche l’utilisation de l’équipement jusqu’à ce qu’une personne active le dispositif de l’intérieur de la pièce et quitte la pièce dans un délai préétabli.

(4) Toute pièce dans laquelle se trouve de l’équipement réglementé de catégorie II qui est utilisé sur des personnes est munie d’un système de visualisation qui permet à l’opérateur de voir l’intérieur de la salle de traitement pendant l’utilisation de l’équipement.

(5) Chaque entrée d’une pièce dans laquelle se trouve de l’équipement réglementé de catégorie II est munie d’un panneau, placé bien en vue, indiquant l’état d’irradiation de l’équipement.

(6) Toute pièce dans laquelle se trouve de l’équipement réglementé de catégorie II — sauf les accélérateurs de particules — est munie d’un dispositif de contrôle des rayonnements de zone qui satisfait aux exigences suivantes :

a) il est indépendant de l’équipement;

b) il émet un signal sonore d’avertissement lorsqu’une personne pénètre dans la pièce pendant que l’équipement produit une dose de rayonnement;

c) il est doté d’une source d’alimentation de secours indépendante.

(7) Toute pièce dans laquelle se trouve de l’équipement réglementé de catégorie II qui n’est pas utilisé sur des personnes est munie d’un dispositif qui, avant le début de l’irradiation, émet un signal sonore continu d’une durée suffisamment longue pour permettre à toute personne se trouvant dans la pièce d’activer un des boutons d’arrêt d’urgence ou tout autre dispositif d’arrêt d’urgence visé au paragraphe (8).

(8) Toute pièce dans laquelle se trouve de l’équipement réglementé de catégorie II est munie de boutons d’arrêt d’urgence ou d’autres dispositifs d’arrêt d’urgence placés conformément aux paragraphes (9) ou (10), selon le cas. Lorsque l’un d’eux est activé, tout l’équipement réglementé de catégorie II se trouvant dans la pièce retourne automatiquement à l’état sécuritaire jusqu’à ce que le circuit de sûreté soit rétabli de l’intérieur de la pièce et jusqu’à ce qu’un commutateur du pupitre de commande ait été actionné.

(9) Les boutons d’arrêt d’urgence et les autres dispositifs d’arrêt d’urgence ne sont pas obstrués, sont accessibles et sont placés au moins aux endroits suivants :

a) sur le pupitre de commande de chaque équipement réglementé de catégorie II;

b) près de chaque entrée de la pièce où se trouve l’équipement;

c) sur les deux côtés de l’équipement — sauf les appareils de curiethérapie à projecteur de source télécommandé — ou sur le mur, de chaque côté de l’équipement.

(10) Dans le cas des appareils de téléthérapie, les boutons d’arrêt d’urgence et les autres dispositifs d’arrêt d’urgence ne sont pas obstrués, sont accessibles et sont placés conformément aux alinéas (9)b) et c), à des endroits hors de la projection du faisceau direct de l’appareil.

(11) Le titulaire de permis affiche en permanence à chaque entrée de l’installation nucléaire de catégorie II un panneau placé bien en vue, durable et lisible sur lequel figurent le nom ou le titre du poste et le numéro de téléphone d’une personne qui peut lancer les procédures à suivre en cas d’urgence et qui peut être jointe jour et nuit.

(12) L’équipement réglementé de catégorie II est muni d’un commutateur à clé ou d’un dispositif activé par un code qui empêche toute personne non autorisée par le titulaire de permis de l’utiliser.

(13) Après que le dispositif visé aux paragraphes (2), (3), (5), (6), (7) ou (8) a fait l’objet de travaux d’entretien, le titulaire de permis s’abstient d’utiliser l’équipement réglementé de catégorie II jusqu’à ce qu’il ait effectué un essai ou une inspection lui permettant d’établir que le dispositif fonctionne tel que prescrit par ces paragraphes.

(14) Les paragraphes (2), (3) et (7) et les alinéas (9)b) et c) ne s’appliquent pas à l’accélérateur de particules qui répond à au moins un des critères suivants :

a) son débit de dose de rayonnement à 30 cm ne dépasse pas 200 µSv par heure lorsqu’il fonctionne de manière à produire le débit de dose maximal — lequel est limité soit par ses caractéristiques, soit par ses dispositifs de verrouillage — et qu’il se trouve dans une pièce, munie d’un dispositif de verrouillage, à laquelle seules les personnes autorisées par le titulaire de permis peuvent avoir accès ou que seules ces personnes peuvent déverrouiller;

b) son débit de dose de rayonnement à 30 cm ne dépasse pas 25 µSv par heure lorsqu’il fonctionne de manière à produire le débit de dose maximal qui est limité soit par ses caractéristiques, soit par ses dispositifs de verrouillage.

(15) Les alinéas (2)b), (3)b) et (9)b) ne s’appliquent pas à l’appareil de curiethérapie à projecteur de source télécommandé contenant une quantité totale de substances nucléaires qui, si elles étaient exposées, pourrait produire un débit de dose de rayonnement dans l’air de moins de 10 mGy/h à une distance de 1 m.

11. L’intertitre précédant l’article 16 de la version anglaise du même règlement est remplacé par ce qui suit :

Irradiators

12. Le paragraphe 16(1) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

16. (1) Quiconque entre dans une pièce où se trouve un irradiateur qui utilise plus de 10¹⁵ Bq d’une substance nucléaire vérifie à l’aide d’un radiamètre, dès son entrée dans la pièce, que le champ de rayonnement y est sans danger.

13. L’article 17 du même règlement et l’intertitre le précédant sont remplacés par ce qui suit :

Appareils de curiethérapie à projecteur de source télécommandé

16.1 (1) Le titulaire de permis qui utilise un appareil de curiethérapie à projecteur de source télécommandé veille à ce que les patients traités avec cet appareil fassent l’objet, immédiatement après chaque traitement, d’un contrôle à l’aide d’un radiamètre et soient exempts de toute substance nucléaire provenant de l’appareil de curiethérapie.

(2) Il veille à ce que, au moment où l’appareil est utilisé, la salle de traitement contienne l’équipement suivant :

a) un système d’alarme à distance qui détecte et signale toute interruption survenant en cours de traitement si l’endroit où se trouve le panneau de commande n’est pas occupé en permanence par le personnel durant le traitement;

b) un conteneur de stockage blindé de taille suffisante pour recevoir les sources radioactives en cas d’urgence;

c) les outils de manipulation à distance nécessaires pour récupérer les sources radioactives en cas d’urgence.

Installation des sources scellées

17. (1) Après avoir installé une source scellée dans de l’équipement réglementé de catégorie II, autre qu’un irradiateur de type piscine, le titulaire de permis prend des relevés des débits de dose de rayonnement pendant que l’équipement n’est pas en mode d’irradiation et avise par écrit la Commission dans les plus brefs délais lorsque le débit de dose, en tout point situé dans un rayon de 1 m de toute source scellée en position blindée, excède les spécifications du fabricant.

(2) Après l’installation d’une source scellée dans un appareil de téléthérapie à source radioactive, le titulaire de permis qui possède l’appareil de téléthérapie prend des relevés des débits de dose de rayonnement à tous les endroits accessibles à l’extérieur de la pièce où se trouve l’appareil, pendant que celui-ci est en mode d’irradiation et fonctionne de façon à produire des débits de dose de rayonnement maximal à ces endroits.

14. (1) Le passage du paragraphe 18(1) du même règlement précédant l’alinéa a) est remplacé par ce qui suit :

18. (1) Le titulaire de permis qui utilise de l’équipement réglementé de catégorie II, le déclasse ou en fait l’entretien met à la disposition de chaque travailleur un radiamètre qui :

(2) Les alinéas 18(1)b) et c) du même règlement sont remplacés par ce qui suit :

b) est capable de mesurer le rayonnement gamma, les rayons X et, le cas échéant, le rayonnement neutronique provenant de la source scellée et de l’équipement réglementé de catégorie II;

c) indique si la charge de ses piles est suffisante pour son fonctionnement.

15. (1) Le paragraphe 19(1) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

19. (1) Le titulaire de permis qui a en sa possession ou utilise, dans ou pour l’équipement réglementé de catégorie II, une source scellée contenant au moins 50 MBq d’une substance nucléaire ou une substance nucléaire servant de blindage soumet, aux moments ci-après, la source scellée ou le blindage à des épreuves d’étanchéité au moyen d’instruments et de procédures qui lui permettent de détecter des fuites de 200 Bq ou moins de la substance :

a) si la source scellée ou le blindage est utilisé après avoir été stocké pendant douze mois consécutifs ou plus, immédiatement avant son utilisation;

b) si la source scellée ou le blindage est stocké, tous les vingt-quatre mois;

c) immédiatement après tout événement susceptible d’avoir endommagé la source scellée ou le blindage;

d) dans tous les autres cas :

(i) si la source scellée ou le blindage est à l’intérieur de l’équipement réglementé de catégorie II, tous les douze mois,

(ii) si la source scellée ou le blindage n’est pas à l’intérieur de l’équipement réglementé de catégorie II, tous les six mois.

(2) Le passage du paragraphe 19(2) de la version française du même règlement précédant l’alinéa a) est remplacé par ce qui suit :

(2) Le titulaire de permis qui, au cours d’une épreuve d’étanchéité de la source scellée ou du blindage, détecte une fuite d’au moins 200 Bq de substance nucléaire :

(3) L’article 19 du même règlement est modifié par adjonction, après le paragraphe (2), de ce qui suit :

(3) Le paragraphe (1) ne s’applique pas aux sources scellées utilisées ou stockées sous l’eau dans une installation nucléaire de catégorie II qui consiste dans un irradiateur de type piscine muni d’un dispositif capable de détecter la contamination hydrique de 200 Bq ou moins d’une substance nucléaire.

16. (1) Le paragraphe 21(1) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

21. (1) Le titulaire de permis tient un document où il consigne chaque relevé des débits de dose de rayonnement prévu dans le permis et le conserve pendant les trois années qui suivent la date d’expiration du permis ou, si elle est antérieure, la date de sa révocation.

(2) L’article 21 du même règlement est modifié par adjonction, après le paragraphe (5), de ce qui suit :

(6) Le titulaire de permis tient un document où il consigne chaque relevé des débits de dose de rayonnement pris en application des paragraphes 17(1) ou (2) et le conserve pendant les trois années qui suivent la date d’expiration du permis ou, si elle est antérieure, la date de sa révocation.

(7) Le titulaire d’un permis d’entretien d’équipement réglementé de catégorie II tient un document où il consigne les renseignements ci-après à l’égard de chacune des opérations d’entretien qu’il a effectuées :

a) le nom et l’adresse du client pour lequel l’entretien a été effectué;

b) le numéro de permis de ce client;

c) la marque, le numéro de modèle et le numéro de série de l’équipement réglementé;

d) un sommaire de l’entretien et la date de celui-ci.

(8) Le titulaire du permis d’entretien conserve le document visé au paragraphe (7) pendant les trois années qui suivent la date d’expiration du permis ou, si elle est antérieure, la date de sa révocation.

RÈGLEMENT SUR LES SUBSTANCES NUCLÉAIRES ET LES APPAREILS À RAYONNEMENT

17. (1) La définition de « quantité d’exemption », à l’article 1 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement (voir référence 4) , est remplacée par ce qui suit :

« quantité d’exemption » L’une des quantités suivantes :

a) relativement à une substance nucléaire radioactive figurant à la colonne 1 de l’annexe 1 :

(i) si elle est distribuée uniformément dans la matière et n’est pas en une quantité en vrac, l’activité massique indiquée à la colonne 2,

(ii) l’activité indiquée à la colonne 3;

b) relativement à une substance nucléaire radioactive ne figurant pas à la colonne 1 de l’annexe 1 :

(i) si son numéro atomique est de 81 ou moins :

(A) si elle est distribuée uniformément dans la matière et n’est pas en une quantité en vrac, 10 Bq/g,

(B) 10 000 Bq,

(ii) si son numéro atomique est supérieur à 81 et qu’elle — ou ses produits de filiation radioactifs de période courte — n’émet pas de rayonnement alpha :

(A) si elle est distribuée uniformément dans la matière et n’est pas en une quantité en vrac, 10 Bq/g,

(B) 10 000 Bq,

(iii) si son numéro atomique est supérieur à 81 et qu’elle — ou ses produits de filiation radioactifs de période courte — émet un rayonnement alpha :

(A) si elle est distribuée uniformément dans la matière et n’est pas en une quantité en vrac, 1 Bq/g,

(B) 1 000 Bq;

c) relativement à plusieurs substances nucléaires radioactives :

(i) si les substances nucléaires radioactives sont distribuées uniformément dans la matière et ne sont pas en des quantités en vrac, le quotient obtenu par division de l’activité massique totale par la somme des quotients obtenus par division de l’activité massique de chaque substance par la quantité d’exemption correspondante indiquée aux alinéas a) ou b),

(ii) le quotient obtenu par division de l’activité totale par la somme des quotients obtenus par division de l’activité de chaque substance par la quantité d’exemption correspondante indiquée aux alinéas a) ou b). (exemption quantity)

(2) L’article 1 du même règlement est modifié par adjonction, selon l’ordre alphabétique, de ce qui suit :

« dose efficace » S’entend au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection. (effective dose)

« entretien » Entretien d’appareils à rayonnement, y compris l’installation, les réparations et le démantèlement, autre que l’entretien :

a) soit consistant en des opérations courantes, mentionnées dans le manuel de fonctionnement du fabricant à l’égard de l’appareil;

b) soit autorisé dans le permis délivré relativement à la possession ou à l’exploitation de l’appareil. (servicing)

« niveau de libération conditionnelle » Activité massique qui ne résulte pas en une dose efficace supérieure à l’une ou l’autre des valeurs suivantes :

a) soit 1 mSv par année à la suite d’un incident peu probable mentionné dans la Norme de sûreté RS-G-1.7 de l’AIEA;

b) soit 10 µSv par année. (conditional clearance level)

« niveau de libération inconditionnelle » L’activité massique ci-après, à l’égard d’une quantité en vrac de matière, autre que de la matière contaminée en surface, dans laquelle la substance nucléaire radioactive est distribuée uniformément :

a) s’agissant d’une substance nucléaire radioactive figurant à la colonne 1 de l’annexe 2, l’activité massique indiquée à la colonne 2;

b) s’agissant d’une substance nucléaire radioactive ne figurant pas à la colonne 1 :

(i) 1 Bq/g, si son numéro atomique est de 81 ou moins,

(ii) 1 Bq/g, si son numéro atomique est supérieur à 81 et qu’elle — ou ses produits de filiation radioactifs de période courte — n’émet pas de rayonnement alpha,

(iii) 0,1 Bq/g, si son numéro atomique est supérieur à 81 et qu’elle — ou ses produits de filiation radioactifs de période courte — émet un rayonnement alpha;

c) relativement à plusieurs substances nucléaires radioactives — sauf le thorium 232, l’uranium 235 et l’uranium 238 et leurs produits de filiation radioactifs mentionnés au paragraphe 4.3 de la Norme de sûreté RS-G-1.7 de l’AIEA, le quotient obtenu par division de l’activité massique totale par la somme des quotients obtenus par division de l’activité massique de chaque substance par l’activité massique correspondante indiquée à l’alinéa a) ou b). (unconditional clearance level)

« Norme de sûreté RS-G-1.7 de l’AIEA » La norme intitulée Application of the Concepts of Exclusion, Exemption and Clearance, n^o RS-G-1.7 de la Collection Normes de sûreté de l’Agence internationale de l’énergie atomique, édition de 2004. (IAEA Safety Standard RS-G-1.7)

« quantité en vrac » S’entend,  relativement aux termes « quantité d’exemption » et « niveau de libération inconditionnelle » :

a) lorsque ces termes sont mentionnés à l’article 5, d’une quantité de matière dépassant une tonne;

b) lorsque ces termes sont mentionnés à l’article 5.1, d’une quantité de matière dépassant une tonne par année par installation nucléaire. (bulk quantity)

18. Le paragraphe 2(1) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

2. (1) Le présent règlement s’applique à toutes les substances nucléaires et sources scellées, ainsi qu’à tous les appareils à rayonnement qui ne font pas partie de l’équipement réglementé de catégorie II.

19. (1) Le sous-alinéa 3(1)b)(ii) de la version française du même règlement est remplacé par ce qui suit :

(ii) détecter et enregistrer le débit de dose de rayonnement et la quantité, en becquerels, des substances nucléaires radioactives au lieu de l’activité que visera le permis,

(2) L’alinéa 3(1)m) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

m) si la demande vise une substance nucléaire qui est contenue dans un appareil à rayonnement, la marque et le numéro de modèle de l’appareil, ainsi que le nombre de tels appareils;

(3) L’alinéa 3(1)o) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

o) dans le cas où le demandeur fabriquera ou distribuera des appareils à rayonnement visés à l’alinéa 5(1)c) ou aux articles 6 ou 7 ou des sources de contrôle visées à l’article 8.1, la procédure proposée pour l’évacuation de chaque appareil à rayonnement et de chaque source de contrôle ou pour sa remise au fabricant.

20. L’alinéa 4a) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

a) la marque et le numéro de modèle de l’appareil, ou son numéro d’homologation;

21. (1) Le paragraphe 5(1) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

5. (1) Toute personne peut exercer les activités ci-après sans y être autorisée par un permis :

a) avoir en sa possession, transférer, importer, exporter, utiliser, produire, notamment par extraction minière, raffiner, convertir, enrichir, traiter, retraiter, gérer ou stocker une substance nucléaire radioactive, si, à aucun moment, l’activité ou l’activité massique de la substance ne dépasse :

(i) sa quantité d’exemption,

(ii) son niveau de libération conditionnelle,

(iii) son niveau de libération inconditionnelle;

b) avoir en sa possession, transférer, importer, exporter, utiliser, abandonner, stocker, produire ou entretenir une source scellée qui contient moins que la quantité d’exemption d’une substance nucléaire radioactive;

c) avoir en sa possession, transférer, importer, exporter, stocker, utiliser ou abandonner un appareil à rayonnement, autre qu’un appareil d’exposition, qui contient une ou plusieurs substances nucléaires en une quantité qui est moins de 10 fois la quantité d’exemption;

d) avoir en sa possession, transférer, utiliser, abandonner, produire, raffiner, convertir, enrichir, traiter, retraiter, gérer, stocker ou évacuer moins de 10 kg de deutérium ou un composé contenant moins de 10 kg de deutérium au cours d’une année civile;

e) avoir en sa possession, utiliser, stocker, transférer ou gérer n’importe quelle quantité d’uranium appauvri utilisé comme contrepoids dans un aéronef, si les conditions suivantes sont réunies :

(i) chaque contrepoids fabriqué après l’entrée en vigueur du présent sous-alinéa porte une estampe lisible et permanente comportant la mention « DEPLETED URANIUM APPAUVRI », laquelle est visible à travers tout placage ou tout autre type de revêtement,

(ii) chaque contrepoids fabriqué après l’entrée en vigueur du présent sous-alinéa porte une étiquette ou une estampe lisible et permanente comportant le nom du fabricant, le numéro d’identification unique de celui-ci et la mention « MODIFICATIONS INTERDITES SANS AUTORISATION / UNAUTHORIZED ALTERATIONS PROHIBITED »,

(iii) aucun traitement ou procédé chimique, physique ou métallurgique du contrepoids n’est effectué, sauf pour la réparation ou la restauration du placage ou d’un autre type de revêtement;

f) au cours d’une année civile, avoir en sa possession, transférer, utiliser ou abandonner toute matière qui contient au plus 10 kg d’uranium appauvri, d’uranium naturel ou de thorium naturel et qui n’est pas utilisée pour ses propriétés de rayonnement.

(2) Le paragraphe 5(4) du même règlement est abrogé.

22. Le même règlement est modifié par adjonction, après l’article 5, de ce qui suit :

ABANDON OU ÉVACUATION

5.1 (1) Toute personne peut, sans y être autorisée par un permis, abandonner ou évacuer une substance nucléaire radioactive, si l’activité ou l’activité massique de la substance ne dépasse pas :

a) sa quantité d’exemption;

b) son niveau de libération conditionnelle;

c) son niveau de libération inconditionnelle.

(2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas :

a) aux matières nucléaires de catégorie I, II ou III, au sens de l’article 1 du Règlement sur la sécurité nucléaire;

b) à la décharge d’effluents provenant :

(i) des installations nucléaires de catégorie I, au sens de l’article 1 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I,

(ii) des mines et des usines de concentration, au sens de l’article 1 du Règlement sur les mines et les usines de concentration d’uranium.

23. (1) Le passage de l’article 6 du même règlement précédant l’alinéa a) est remplacé par ce qui suit :

6. Toute personne peut, sans y être autorisée par un permis, avoir en sa possession, transférer, utiliser ou abandonner un détecteur de fumée qui contient une substance nucléaire si les conditions suivantes sont réunies :

(2) L’alinéa 6e) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

e) la substance nucléaire radioactive contenue dans le détecteur est une source scellée qui, lorsqu’elle est placée dans son porte-source, est conforme à la norme internationale 2919 de l’Organisation internationale de normalisation, intitulée Radioprotection — Sources radioactives scellées — Prescriptions générales et classification (1999);

24. (1) Le passage de l’article 7 du même règlement précédant l’alinéa a) est remplacé par ce qui suit :

7. Toute personne peut, sans y être autorisée par un permis, avoir en sa possession, transférer, utiliser ou abandonner un panneau de sécurité autolumineux au tritium si les conditions suivantes sont réunies :

(2) Les alinéas 7e) et f) du même règlement sont remplacés par ce qui suit :

e) le panneau est conforme à la norme ANSI/HPS N43.4-2000 de l’American National Standards Institute/Health Physics Society, intitulée Classification of Radioactive Self-Luminous Light Sources, ou à la norme MIL-STD-810F, 2000 du département de la Défense des États-Unis, intitulée Department of Defense Test Method Standard for Environmental Engineering Considerations and Laboratory Tests;

f) le nom et la quantité en becquerels de la substance nucléaire, la date de fabrication du panneau et la date d’expiration de celui-ci que recommande le fabricant sont inscrits sur le panneau, s’il a été fabriqué après l’entrée en vigueur du présent alinéa.

25. Le passage de l’article 8 de la version française du même règlement précédant l’alinéa a) est remplacé par ce qui suit :

8. Toute personne peut, sans y être autorisée par un permis, avoir en sa possession, transférer ou utiliser un appareil qui contient une substance nucléaire si les conditions suivantes sont réunies :

26. Le même règlement est modifié par adjonction, après l’article 8, de ce qui suit :

SOURCES DE CONTRÔLE

8.1 Toute personne peut, sans y être autorisée par un permis, avoir en sa possession, transférer, utiliser, abandonner, ou stocker une source de contrôle qui contient une substance nucléaire radioactive et est conçue pour vérifier la réponse d’un instrument lorsqu’il est exposé à un rayonnement de la source de contrôle, si les conditions suivantes sont réunies :

a) la source de contrôle :

(i) ne contient pas plus de 370 kBq de la substance nucléaire et celle-ci — ou ses produits de filiation radioactifs de période courte — n’émet pas de rayonnement alpha,

(ii) ne contient pas plus de 3,7 kBq d’une substance nucléaire dont le numéro atomique est supérieur à 81 et celle-ci — ou ses produits de filiation radioactifs de période courte — émet un rayonnement alpha;

b) le débit de dose de rayonnement ne dépasse pas 1 µSv par heure à une distance de 0,1 m de toute surface accessible de la source de contrôle;

c) la source de contrôle est conçue et construite de manière à empêcher, dans des conditions d’emploi normales, tout contact direct avec la substance nucléaire qui y est contenue;

d) toutes les marques et étiquettes sur la source de contrôle ou son emballage extérieur sont lisibles;

e) la substance nucléaire radioactive contenue dans la source de contrôle qui se trouve dans le porte-source est conforme à la norme internationale 2919 de l’Organisation internationale de normalisation, intitulée Radioprotection — Sources radioactives scellées — Prescriptions générales et classification (1999);

f) la source de contrôle qui est une source scellée satisfait aux exigences d’épreuve indiquées dans la norme ANSI/HPS N43.6-1997 de l’American National Standards Institute/Health Physics Society, intitulée Sealed Radioactive Sources — Classification.

27. Les articles 9 et 10 du même règlement sont remplacés par ce qui suit :

9. Les articles 6 à 8.1 ne s’appliquent ni aux fabricants ni aux distributeurs initiaux au Canada des appareils et des sources de contrôle visés à ces articles.

28. (1) L’alinéa 12c) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

c) la marque et le numéro de modèle de l’appareil;

(2) L’alinéa 12o) du même règlement est abrogé.

(3) L’article 12 du même règlement devient le paragraphe 12(1) et est modifié par adjonction de ce qui suit :

(2) La Commission ou le fonctionnaire désigné peut demander tout autre renseignement nécessaire pour lui permettre de décider si le modèle de l’appareil présente un danger inacceptable pour l’environnement, la santé et la sécurité des personnes ou la sécurité nationale et si l’homologation du modèle de l’appareil est conforme aux mesures de contrôle et aux obligations internationales que le Canada a assumées.

29. (1) Le passage du paragraphe 18(1) du même règlement précédant l’alinéa a) est remplacé par ce qui suit :

18. (1) Le titulaire de permis qui a en sa possession, utilise ou produit une source scellée contenant au moins 50 MBq d’une substance nucléaire ou d’une substance nucléaire servant de blindage soumet, aux moments ci-après, la source scellée ou le blindage à des épreuves d’étanchéité au moyen d’instruments et de procédures qui lui permettent de détecter des fuites de 200 Bq ou moins de la substance :

(2) Le paragraphe 18(2) du même règlement est modifié par adjonction, après l’alinéa b), de ce qui suit :

c) exemptée en vertu des articles 5, 6, 8 ou 8.1;

d) utilisée ou stockée sous l’eau dans une installation nucléaire qui est munie d’un dispositif capable de détecter une contamination hydrique de 200 Bq ou moins d’une substance nucléaire.

30. L’article 23 du même règlement et l’intertitre le précédant sont remplacés par ce qui suit :

AFFICHAGE DE PANNEAUX

23. Le titulaire de permis qui est tenu d’afficher un panneau conformément à l’article 21 du Règlement sur la radioprotection affiche en permanence :

a) sur les lieux où la substance nucléaire radioactive est utilisée ou stockée, un panneau durable, lisible et bien en vue qui indique le nom ou le titre du poste et le numéro de téléphone d’une personne qui peut lancer les procédures à suivre en cas d’urgence et qui peut être jointe jour et nuit;

b) à tous les points d’accès du personnel à de l’équipement doté d’un appareil à rayonnement, un panneau durable, lisible et bien en vue sur lequel figurent :

(i) le symbole de mise en garde contre les rayonnements figurant à l’annexe 3 du Règlement sur la radioprotection et la mention « RAYONNEMENT — DANGER — RADIATION »,

(ii) la mention de l’obligation de suivre les procédures d’entrée du personnel prévues par le permis.

31. L’alinéa 25b) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

b) la formation et l’expérience de la personne;

32. (1) Le paragraphe 30(2) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

(2) Le titulaire de permis qui apprend l’un des faits ci-après avise immédiatement la Commission de la situation en précisant l’endroit où s’est produit le fait et les circonstances l’entourant, ainsi que les mesures qu’il a prises ou qu’il entend prendre à cet égard :

a) l’appareil d’exposition ou l’assemblage de source scellée est perdu ou volé, ou endommagé au point qu’il pourrait ne plus pouvoir être utilisé normalement;

b) une partie quelconque de la surface de l’appareil d’exposition émet un débit de dose de rayonnement supérieur à 2 mSv par heure lorsque l’assemblage de source scellée est en position blindée;

c) l’assemblage de source scellée est séparé de l’appareil d’exposition pendant que l’appareil ne fait pas l’objet d’un entretien;

d) l’assemblage de source scellée ne revient pas à la position blindée à l’intérieur de l’appareil d’exposition.

(2) L’article 30 du même règlement est modifié par adjonction, après le paragraphe (6), de ce qui suit :

(7) Il est interdit au titulaire de permis d’autoriser toute personne à intervenir dans l’une des situations ci-après à moins que la personne n’ait reçu une formation spécialisée sur les mesures de sécurité et les exigences réglementaires et techniques applicable à ce type de situation ou, si elle a reçu une formation autre que spécialisée sur ces mesures et exigences, qu’elle agisse sur les conseils d’une personne qui a reçu la formation spécialisée :

a) l’appareil d’exposition ou l’assemblage de source scellée est endommagé au point qu’il pourrait ne plus pouvoir être utilisé normalement;

b) une partie quelconque de la surface de l’appareil d’exposition émet un débit de dose de rayonnement supérieur à 2 mSv par heure lorsque l’assemblage de source scellée est en position blindée;

c) l’assemblage de source scellée est séparé de l’appareil d’exposition pendant que l’appareil ne fait pas l’objet d’un entretien;

d) l’assemblage de source scellée ne revient pas à la position blindée à l’intérieur de l’appareil d’exposition.

33. (1) L’alinéa 31(1)h) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

h) après chaque tentative faite pour mettre l’assemblage de source scellée en position blindée à l’intérieur de l’appareil d’exposition, vérifie au moyen d’un radiamètre si la source est bien dans cette position;

(2) Le sous-alinéa 31(1)m)(i) de la version française du même règlement est remplacé par ce qui suit :

(i) l’appareil d’exposition ou l’assemblage de la source scellée est perdu ou volé, ou endommagé au point qu’il pourrait ne plus pouvoir être utilisé normalement,

(3) Le sous-alinéa 31(1)m)(ii) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

(ii) une partie quelconque de la surface de l’appareil d’exposition émet un débit de dose de rayonnement supérieur à 2 mSv par heure lorsque l’assemblage de source scellée est en position blindée,

(4) L’article 31 du même règlement est modifié par adjonction, après le paragraphe (4), de ce qui suit :

(5) L’opérateur d’un appareil d’exposition doit, pendant chaque quart de travail, s’assurer que la dose de rayonnement accumulée ne dépasse pas 2 mSv; si le dosimètre indique que la dose dépasse 2 mSv, il cesse sur-le-champ de travailler et avise le titulaire de permis de la situation dès que possible.

(6) Il est interdit à toute personne d’intervenir dans l’une des situations ci-après à moins qu’elle n’ait reçu une formation spécialisée sur les mesures de sécurité et les exigences réglementaires et techniques applicable à ce type de situation ou, si elle a reçu une formation autre que spécialisée sur ces mesures et exigences, qu’elle agisse sur les conseils d’une personne qui a reçu la formation spécialisée :

a) l’appareil d’exposition ou l’assemblage de la source scellée est endommagé au point qu’il pourrait ne plus pouvoir être utilisé normalement;

b) une partie quelconque de la surface de l’appareil d’exposition émet un débit de dose de rayonnement supérieur à 2 mSv par heure lorsque l’assemblage de source scellée est en position blindée;

c) l’assemblage de la source scellée est séparé de l’appareil d’exposition pendant que l’appareil ne fait pas l’objet d’un entretien;

d) l’assemblage de la source scellée ne revient pas à la position blindée à l’intérieur de l’appareil d’exposition.

34. L’alinéa 32(2)b) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

b) la marque et le numéro de modèle de l’appareil d’exposition;

35. (1) Le passage de l’alinéa 36(1)c) de la version française du même règlement précédant le sous-alinéa (ii) est remplacé par ce qui suit :

c) un document sur chaque transfert, réception, évacuation ou abandon d’une substance nucléaire, y compris :

(i) la date du transfert, de la réception, de l’évacuation ou de l’abandon,

(2) Le sous-alinéa 36(1)c)(iv) de la version française du même règlement est remplacé par ce qui suit :

(iv) le nom, la quantité et la forme de la substance nucléaire ayant fait l’objet du transfert, de la réception, de l’évacuation ou de l’abandon,

(3) L’alinéa 36(1)e) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

e) un document sur chaque inspection, relevé, épreuve ou entretien qu’il effectue conformément à la Loi, à ses règlements ou au permis relatif à tout appareil à rayonnement contenant une substance nucléaire que son permis l’autorise à posséder.

(4) L’article 36 du même règlement est modifié par adjonction, après le paragraphe (1), de ce qui suit :

(1.1) Le titulaire d’un permis d’entretien d’appareils à rayonnement tient un document où il consigne les renseignements ci-après à l’égard de chacune des opérations d’entretien qu’il a effectuées sur tout appareil à rayonnement contenant une substance nucléaire pour le titulaire d’un permis autorisé à posséder la substance nucléaire :

a) le nom et l’adresse du client pour lequel l’entretien a été effectué;

b) le numéro de permis de ce client;

c) la marque, le numéro de modèle et le numéro de série de l’appareil à rayonnement;

d) le nom, la quantité et la date de mesure de la substance nucléaire contenue dans l’appareil à rayonnement;

e) un sommaire de l’entretien et la date de celui-ci.

(5) Le paragraphe 36(3) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

(3) La personne qui doit tenir le document visé à l’alinéa (1)e) ou au paragraphe (1.1) le conserve pendant les trois années qui suivent la date de l’expiration du permis ou, si elle est antérieure, la date de sa révocation.

(4) Le titulaire de permis tient un document où il consigne chaque épreuve d’étanchéité effectuée sur une source scellée ou un blindage conformément à l’article 18 et le conserve pendant les trois années qui suivent la date de l’épreuve.

36. (1) L’alinéa 37a) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

a) la marque, le numéro de modèle et le numéro de série;

(2) L’alinéa 37i) de la version française du même règlement est remplacé par ce qui suit :

i) les relevés que lui soumet, conformément au présent règlement, l’opérateur de l’appareil.

37. L’article 38 du même règlement est remplacé par ce qui suit :

38. (1) Le titulaire de permis qui a en sa possession ou utilise une substance nucléaire ou un appareil à rayonnement et qui apprend l’un des faits ci-après avise immédiatement la Commission de la situation en précisant l’endroit où s’est produit le fait et les circonstances l’entourant, ainsi que les mesures qu’il a prises ou entend prendre à cet égard :

a) la substance nucléaire ou l’appareil à rayonnement est perdu ou volé;

b) l’appareil à rayonnement est endommagé au point qu’il pourrait ne plus pouvoir être utilisé normalement;

c) la source scellée est séparée de l’appareil à rayonnement pendant que celui-ci ne fait pas l’objet d’un entretien;

d) la source scellée ne revient pas à la position blindée à l’intérieur de l’appareil à rayonnement;

e) il y a déversement :

(i) d’une substance nucléaire radioactive non scellée figurant à la colonne 1 de l’annexe 1 qui a produit une quantité d’activité 100 fois supérieure à l’activité indiquée à la colonne 3,

(ii) d’une substance nucléaire radioactive non scellée ne figurant pas à la colonne 1.

(2) Le titulaire de permis visé au paragraphe (1) ou au paragraphe 30(2) qui apprend un fait mentionné à un de ces paragraphes dépose auprès de la Commission, dans les vingt et un jours suivant la date où il en a appris la survenance ou dans le délai prévu au permis, un rapport complet à cet égard qui comporte les renseignements suivants :

a) une description du fait et des circonstances l’entourant et, le cas échéant, du problème concernant l’appareil à rayonnement;

b) la cause probable du fait;

c) la substance nucléaire et, le cas échéant, la marque, le numéro de modèle et le numéro de série de l’appareil à rayonnement en cause;

d) les date, heure et lieu de la survenance du fait ou, s’ils ne sont pas connus, leur approximation, ainsi que les date et heure auxquelles le titulaire a appris le fait;

e) les mesures qu’il a prises pour que les opérations reviennent à la normale;

f) les mesures qu’il a prises ou entend prendre pour éviter que le fait se reproduise;

g) s’agissant d’un appareil d’exposition, les qualifications des travailleurs en cause, y compris les stagiaires;

h) la dose efficace et la dose équivalente, au sens du paragraphe 1(1) du Règlement sur la radioprotection, reçues par toute personne par suite de la survenance du fait;

i) les effets qu’a entraînés ou est susceptible d’entraîner le fait sur l’environnement, la santé et la sécurité des personnes, ainsi que sur le maintien de la sécurité.

38. L’annexe du même règlement est remplacée par les annexes figurant à l’annexe du présent règlement.

ENTRÉE EN VIGUEUR

39. Le présent règlement entre en vigueur à la date de son enregistrement.

ANNEXE
(article 38)

ANNEXE 1
(article 1 et alinéa 38(1)e))

QUANTITÉS D’EXEMPTION

Colonne 1 Substance nucléaire radioactive	Colonne 2 Activité massique(Bq/g)	Colonne 3 Activité(Bq)
Actinium 227	1 × 10–1	1 × 103
Actinium 228	1 × 101	1 × 106
Américium 241	1 × 100	1 × 104
Américium 242	1 × 103	1 × 106
Américium 242ma	1 × 100	1 × 104
Américium 243a	1 × 100	1 × 103
Antimoine 122	1 × 102	1 × 104
Antimoine 124	1 × 101	1 × 106
Antimoine 125	1 × 102	1 × 106
Argent 105	1 × 102	1 × 106
Argent 110m	1 × 101	1 × 106
Argent 111	1 × 103	1 × 106
Argon 37	1 × 106	1 × 108
Argon 41	1 × 102	1 × 109
Arsenic 73	1 × 103	1 × 107
Arsenic 74	1 × 101	1 × 106
Arsenic 76	1 × 102	1 × 105
Arsenic 77	1 × 103	1 × 106
Astate 211	1 × 103	1 × 107
Azote 13	1 × 102	1 × 109
Baryum 131	1 × 102	1 × 106
Baryum 133	1 × 102	1 × 106
Baryum 140a	1 × 101	1 × 105
Berkélium 249	1 × 103	1 × 106
Béryllium 7	1 × 103	1 × 107
Bismuth 206	1 × 101	1 × 105
Bismuth 207	1 × 101	1 × 106
Bismuth 210	1 × 103	1 × 106
Bismuth 212a	1 × 101	1 × 105
Brome 82	1 × 101	1 × 106
Cadmium 107	1 × 103	1 × 107
Cadmium 109	1 × 104	1 × 106
Cadmium 113m	1 × 103	1 × 106
Cadmium 115	1 × 102	1 × 106
Cadmium 115m	1 × 103	1 × 106
Calcium 45	1 × 104	1 × 107
Calcium 47	1 × 101	1 × 106
Californium 246	1 × 103	1 × 106
Californium 248	1 × 101	1 × 104
Californium 249	1 × 100	1 × 103
Californium 250	1 × 101	1 × 104
Californium 251	1 × 100	1 × 103
Californium 252	1 × 101	1 × 104
Californium 253	1 × 102	1 × 105
Californium 254	1 × 100	1 × 103
Carbone 11	1 × 101	1 × 106
Carbone 14	1 × 104	1 × 107
Cérium 139	1 × 102	1 × 106
Cérium 141	1 × 102	1 × 107
Cérium 143	1 × 102	1 × 106
Cérium 144a	1 × 102	1 × 105
Césium 129	1 × 102	1 × 105
Césium 131	1 × 103	1 × 106
Césium 132	1 × 101	1 × 105
Césium 134	1 × 101	1 × 104
Césium 134m	1 × 103	1 × 105
Césium 135	1 × 104	1 × 107
Césium 136	1 × 101	1 × 105
Césium 137a	1 × 101	1 × 104
Césium 138	1 × 101	1 × 104
Chlore 36	1 × 104	1 × 106
Chlore 38	1 × 101	1 × 105
Chrome 49	1 × 101	1 × 106
Chrome 51	1 × 103	1 × 107
Cobalt 55	1 × 101	1 × 106
Cobalt 56	1 × 101	1 × 105
Cobalt 57	1 × 102	1 × 106
Cobalt 58	1 × 101	1 × 106
Cobalt 58m	1 × 104	1 × 107
Cobalt 60	1 × 101	1 × 105
Cobalt 60m	1 × 103	1 × 106
Cobalt 61	1 × 102	1 × 106
Cobalt 62m	1 × 101	1 × 105
Cuivre 60	1 × 101	1 × 105
Cuivre 64	1 × 102	1 × 106
Cuivre 67	1 × 102	1 × 106
Curium 242	1 × 102	1 × 105
Curium 243	1 × 100	1 × 104
Curium 244	1 × 101	1 × 104
Curium 245	1 × 100	1 × 103
Curium 246	1 × 100	1 × 103
Curium 247	1 × 100	1 × 104
Curium 248	1 × 100	1 × 103
Dysprosium 159	1 × 103	1 × 107
Dysprosium 165	1 × 103	1 × 106
Dysprosium 166	1 × 103	1 × 106
Einsteinium 253	1 × 102	1 × 105
Einsteinium 254	1 × 101	1 × 104
Einsteinium 254m	1 × 102	1 × 106
Erbium 169	1 × 104	1 × 107
Erbium 171	1 × 102	1 × 106
Étain 113	1 × 103	1 × 107
Étain 125	1 × 102	1 × 105
Europium 152	1 × 101	1 × 106
Europium 152m	1 × 102	1 × 106
Europium 154	1 × 101	1 × 106
Europium 155	1 × 102	1 × 107
Fer 52	1 × 101	1 × 106
Fer 55	1 × 104	1 × 106
Fer 59	1 × 101	1 × 106
Fermium 254	1 × 104	1 × 107
Fermium 255	1 × 103	1 × 106
Fluor 18	1 × 101	1 × 106
Gadolinium 153	1 × 102	1 × 107
Gadolinium 159	1 × 103	1 × 106
Gallium 67	1 × 102	1 × 106
Gallium 72	1 × 101	1 × 105
Germanium 68	1 × 101	1 × 105
Germanium 71	1 × 104	1 × 108
Hafnium 181	1 × 101	1 × 106
Holmium 166	1 × 103	1 × 105
Hydrogène 3	1 × 106	1 × 109
Indium 111	1 × 102	1 × 106
Indium 113m	1 × 102	1 × 106
Indium 114m	1 × 102	1 × 106
Indium 115	1 × 103	1 × 105
Indium 115m	1 × 102	1 × 106
Iode 123	1 × 102	1 × 107
Iode 125	1 × 103	1 × 106
Iode 126	1 × 102	1 × 106
Iode 129	1 × 102	1 × 105
Iode 130	1 × 101	1 × 106
Iode 131	1 × 102	1 × 106
Iode 132	1 × 101	1 × 105
Iode 133	1 × 101	1 × 106
Iode 134	1 × 101	1 × 105
Iode 135	1 × 101	1 × 106
Iridium 190	1 × 101	1 × 106
Iridium 192	1 × 101	1 × 104
Iridium 194	1 × 102	1 × 105
Krypton 74	1 × 102	1 × 109
Krypton 76	1 × 102	1 × 109
Krypton 77	1 × 102	1 × 109
Krypton 79	1 × 103	1 × 105
Krypton 81	1 × 104	1 × 107
Krypton 83m	1 × 105	1 × 1012
Krypton 85	1 × 105	1 × 104
Krypton 85m	1 × 103	1 × 1010
Krypton 87	1 × 102	1 × 109
Krypton 88	1 × 102	1 × 109
Lanthanum 140	1 × 101	1 × 105
Lutécium 177	1 × 103	1 × 107
Manganèse 51	1 × 101	1 × 105
Manganèse 52	1 × 101	1 × 105
Manganèse 52m	1 × 101	1 × 105
Manganèse 53	1 × 104	1 × 109
Manganèse 54	1 × 101	1 × 106
Manganèse 56	1 × 101	1 × 105
Mercure 197	1 × 102	1 × 107
Mercure 197m	1 × 102	1 × 106
Mercure 203	1 × 102	1 × 105
Molybdène 90	1 × 101	1 × 106
Molybdène 93	1 × 103	1 × 108
Molybdène 99	1 × 102	1 × 106
Molybdène 101	1 × 101	1 × 106
Néodyme 147	1 × 102	1 × 106
Néodyme 149	1 × 102	1 × 106
Neptunium 237a	1 × 100	1 × 103
Neptunium 239	1 × 102	1 × 107
Neptunium 240	1 × 101	1 × 106
Nickel 59	1 × 104	1 × 108
Nickel 63	1 × 105	1 × 108
Nickel 65	1 × 101	1 × 106
Niobium 93m	1 × 104	1 × 107
Niobium 94	1 × 101	1 × 106
Niobium 95	1 × 101	1 × 106
Niobium 97	1 × 101	1 × 106
Niobium 98	1 × 101	1 × 105
Or 195	1 × 102	1 × 107
Or 198	1 × 102	1 × 106
Or 199	1 × 102	1 × 106
Osmium 185	1 × 101	1 × 106
Osmium 191	1 × 102	1 × 107
Osmium 191m	1 × 103	1 × 107
Osmium 193	1 × 102	1 × 106
Oxygène 15	1 × 102	1 × 109
Palladium 103	1 × 103	1 × 108
Palladium 109	1 × 103	1 × 106
Phosphore 32	1 × 103	1 × 105
Phosphore 33	1 × 105	1 × 108
Platine 191	1 × 102	1 × 106
Platine 193m	1 × 103	1 × 107
Platine 197	1 × 103	1 × 106
Platine 197m	1 × 102	1 × 106
Plomb 203	1 × 102	1 × 106
Plomb 210a	1 × 101	1 × 104
Plomb 212a	1 × 101	1 × 105
Plutonium 234	1 × 102	1 × 107
Plutonium 235	1 × 102	1 × 107
Plutonium 236	1 × 101	1 × 104
Plutonium 237	1 × 103	1 × 107
Plutonium 238	1 × 100	1 × 104
Plutonium 239	1 × 100	1 × 104
Plutonium 240	1 × 100	1 × 103
Plutonium 241	1 × 102	1 × 105
Plutonium 242	1 × 100	1 × 104
Plutonium 243	1 × 103	1 × 107
Plutonium 244	1 × 100	1 × 104
Polonium 203	1 × 101	1 × 106
Polonium 205	1 × 101	1 × 106
Polonium 207	1 × 101	1 × 106
Polonium 210	1 × 101	1 × 104
Potassium 40	1 × 102	1 × 106
Potassium 42	1 × 102	1 × 106
Potassium 43	1 × 101	1 × 106
Praséodyme 142	1 × 102	1 × 105
Praséodyme 143	1 × 104	1 × 106
Prométhium 147	1 × 104	1 × 107
Prométhium 149	1 × 103	1 × 106
Protactinium 230	1 × 101	1 × 106
Protactinium 231	1 × 100	1 × 103
Protactinium 233	1 × 102	1 × 107
Radium 223a	1 × 102	1 × 105
Radium 224a	1 × 101	1 × 105
Radium 225	1 × 102	1 × 105
Radium 226a	1 × 101	1 × 104
Radium 227	1 × 102	1 × 106
Radium 228a	1 × 101	1 × 105
Radon 220a	1 × 104	1 × 107
Radon 222a	1 × 101	1 × 108
Rhénium 186	1 × 103	1 × 106
Rhénium 187	1 × 106	1 × 109
Rhénium 188	1 × 102	1 × 105
Rhodium 103m	1 × 104	1 × 108
Rhodium 105	1 × 102	1 × 107
Rubidium 86	1 × 102	1 × 105
Ruthénium 97	1 × 102	1 × 107
Ruthénium 103	1 × 102	1 × 106
Ruthénium 105	1 × 101	1 × 106
Ruthénium 106a	1 × 102	1 × 105
Samarium 151	1 × 104	1 × 108
Samarium 153	1 × 102	1 × 106
Scandium 46	1 × 101	1 × 106
Scandium 47	1 × 102	1 × 106
Scandium 48	1 × 101	1 × 105
Sélénium 75	1 × 102	1 × 106
Sélénium 79	1 × 104	1 × 107
Silicium 31	1 × 103	1 × 106
Sodium 22	1 × 101	1 × 106
Sodium 24	1 × 101	1 × 105
Soufre 35	1 × 105	1 × 108
Strontium 85	1 × 102	1 × 106
Strontium 85m	1 × 102	1 × 107
Strontium 87m	1 × 102	1 × 106
Strontium 89	1 × 103	1 × 106
Strontium 90a	1 × 102	1 × 104
Strontium 91	1 × 101	1 × 105
Strontium 92	1 × 101	1 × 106
Tantale 182	1 × 101	1 × 104
Technétium 96	1 × 101	1 × 106
Technétium 96m	1 × 103	1 × 107
Technétium 97	1 × 103	1 × 108
Technétium 97m	1 × 103	1 × 107
Technétium 99	1 × 104	1 × 107
Technétium 99m	1 × 102	1 × 107
Tellure 123m	1 × 102	1 × 107
Tellure 125m	1 × 103	1 × 107
Tellure 127	1 × 103	1 × 106
Tellure 127m	1 × 103	1 × 107
Tellure 129	1 × 102	1 × 106
Tellure 129m	1 × 103	1 × 106
Tellure 131	1 × 102	1 × 105
Tellure 131m	1 × 101	1 × 106
Tellure 132	1 × 102	1 × 107
Tellure 133	1 × 101	1 × 105
Tellure 133m	1 × 101	1 × 105
Tellure 134	1 × 101	1 × 106
Terbium 160	1 × 101	1 × 106
Thallium 200	1 × 101	1 × 106
Thallium 201	1 × 102	1 × 106
Thallium 202	1 × 102	1 × 106
Thallium 204	1 × 104	1 × 104
Thorium 226a	1 × 103	1 × 107
Thorium 227	1 × 101	1 × 104
Thorium 228a	1 × 100	1 × 104
Thorium 229a	1 × 100	1 × 103
Thorium 230	1 × 100	1 × 104
Thorium 231	1 × 103	1 × 107
Thorium 232	1 × 101	1 × 104
Thorium 234a	1 × 103	1 × 105
Thorium naturela	1 × 100	1 × 103
Thulium 170	1 × 103	1 × 106
Thulium 171	1 × 104	1 × 108
Tungstène 181	1 × 103	1 × 107
Tungstène 185	1 × 104	1 × 107
Tungstène 187	1 × 102	1 × 106
Uranium 230a	1 × 101	1 × 105
Uranium 231	1 × 102	1 × 107
Uranium 232a	1 × 100	1 × 103
Uranium 233	1 × 101	1 × 104
Uranium 234	1 × 101	1 × 104
Uranium 235a	1 × 101	1 × 104
Uranium 236	1 × 101	1 × 104
Uranium 237	1 × 102	1 × 106
Uranium 238a	1 × 101	1 × 104
Uranium 239	1 × 102	1 × 106
Uranium 240	1 × 103	1 × 107
Uranium 240a	1 × 101	1 × 106
Uranium naturela	1 × 100	1 × 103
Vanadium 48	1 × 101	1 × 105
Xénon 123	1 × 102	1 × 109
Xénon 129m	1 × 103	1 × 104
Xénon 131m	1 × 104	1 × 104
Xénon 133	1 × 103	1 × 104
Xénon 135	1 × 103	1 × 1010
Ytterbium 169	1 × 102	1 × 107
Ytterbium 175	1 × 103	1 × 107
Yttrium 90	1 × 103	1 × 105
Yttrium 91	1 × 103	1 × 106
Yttrium 91m	1 × 102	1 × 106
Yttrium 92	1 × 102	1 × 105
Yttrium 93	1 × 102	1 × 105
Zinc 65	1 × 101	1 × 106
Zinc 69	1 × 104	1 × 106
Zinc 69m	1 × 102	1 × 106
Zirconium 93a	1 × 103	1 × 107
Zirconium 95	1 × 101	1 × 106
Zirconium 97a	1 × 101	1 × 105
a	Nucléides précurseurs et produits de filiation compris dans l’équilibre séculaire :
Am-242m	Am-242
Am-243	Np-239
Ba-140	La-140
Bi-212	Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Ce-144	Pr-144
Cs-137	Ba-137m
Np-237	Pa-233
Pb-210	Bi-210, Po-210
Pb-212	Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0.64)
Ra-223	Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211, Tl-207
Ra-224	Rn-220,Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Ra-226	Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210
Ra-228	Ac-228
Rn-220	Po-216
Rn-222	Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214
Ru-106	Rh-106
Sr-90	Y-90
Th-226	Ra-222, Rn-218, Po-214
Th-228	Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Th-229	Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217, Bi-213, Po-213, Pb-209
Th-234	Pa-234m
Th-nat	Ra-228, Ac-228, Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
U-230	Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214
U-232	Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
U-235	Th-231
U-238	Th-234, Pa-234m
U-240	Np-240m
U-nat	Th-234, Pa-234m, U-234, Th-230, Ra-226, Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210
Zr-93	Nb-93m
Zr-97	Nb-97

ANNEXE 2
(article 1)

NIVEAUX DE LIBÉRATION INCONDITIONNELLE

Colonne 1 Substance nucléaire radioactive	Colonne 2 Activité massique(Bq/g)
Actinium 227	1 × 100
Américium 241	1 × 10-1
Américium 242	1 × 103
Américium 242ma	1 × 10-1
Américium 243a	1 × 10-1
Antimoine 122	1 × 101
Antimoine 124	1 × 100
Antimoine 125	1 × 10-1
Argent 105	1 × 100
Argent 110m	1 × 10-1
Argent 111	1 × 102
Arsenic 73	1 × 103
Arsenic 74	1 × 101
Arsenic 76	1 × 101
Arsenic 77	1 × 103
Astate 211	1 × 103
Baryum 131	1 × 101
Baryum 140a	1 × 100
Berkélium 249	1 × 102
Béryllium 7	1 × 101
Bismuth 206	1 × 100
Bismuth 207	1 × 10-1
Brome 82	1 × 100
Cadmium 109	1 × 100
Cadmium 115	1 × 101
Cadmium 115m	1 × 102
Calcium 45	1 × 102
Calcium 47	1 × 101
Californium 246	1 × 103
Californium 248	1 × 100
Californium 249	1 × 10-1
Californium 250	1 × 100
Californium 251	1 × 10-1
Californium 252	1 × 100
Californium 253	1 × 102
Californium 254	1 × 100
Carbone 14	1 × 100
Cérium 139	1 × 100
Cérium 141	1 × 102
Cérium 143	1 × 101
Cérium 144a	1 × 101
Césium 129	1 × 101
Césium 131	1 × 103
Césium 132	1 × 101
Césium 134	1 × 10-1
Césium 134m	1 × 103
Césium 135	1 × 102
Césium 136	1 × 100
Césium 137a	1 × 10-1
Césium 138	1 × 101
Chlore 36	1 × 100
Chlore 38	1 × 101
Chrome 51	1 × 102
Cobalt 55	1 × 101
Cobalt 56	1 × 10-1
Cobalt 57	1 × 100
Cobalt 58	1 × 100
Cobalt 58m	1 × 104
Cobalt 60	1 × 10-1
Cobalt 60m	1 × 103
Cobalt 61	1 × 102
Cobalt 62m	1 × 101
Cuivre 64	1 × 102
Curium 242	1 × 101
Curium 243	1 × 100
Curium 244	1 × 100
Curium 245	1 × 10-1
Curium 246	1 × 10-1
Curium 247	1 × 10-1
Curium 248	1 × 10-1
Dysprosium 165	1 × 103
Dysprosium 166	1 × 102
Einsteinium 253	1 × 102
Einsteinium 254	1 × 10-1
Einsteinium 254m	1 × 101
Erbium 169	1 × 103
Erbium 171	1 × 102
Étain 113	1 × 100
Étain 125	1 × 101
Europium 152	1 × 10-1
Europium 152m	1 × 102
Europium 154	1 × 10-1
Europium 155	1 × 100
Fer 52	1 × 101
Fer 55	1 × 103
Fer 59	1 × 100
Fermium 254	1 × 104
Fermium 255	1 × 102
Fluor 18	1 × 101
Gadolinium 153	1 × 101
Gadolinium 159	1 × 102
Gallium 72	1 × 101
Germanium 71	1 × 104
Hafnium 181	1 × 100
Holmium 166	1 × 102
Hydrogène 3	1 × 102
Indium 111	1 × 101
Indium 113m	1 × 102
Indium 114m	1 × 101
Indium 115m	1 × 102
Iode 123	1 × 102
Iode 125	1 × 102
Iode 126	1 × 101
Iode 129	1 × 10-2
Iode 130	1 × 101
Iode 131	1 × 101
Iode 132	1 × 101
Iode 133	1 × 101
Iode 134	1 × 101
Iode 135	1 × 101
Iridium 190	1 × 100
Iridium 192	1 × 100
Iridium 194	1 × 102
Lanthanum 140	1 × 100
Lutécium 177	1 × 102
Manganèse 51	1 × 101
Manganèse 52	1 × 100
Manganèse 52m	1 × 101
Manganèse 53	1 × 102
Manganèse 54	1 × 10-1
Manganèse 56	1 × 101
Mercure 197	1 × 102
Mercure 197m	1 × 102
Mercure 203	1 × 101
Molybdène 90	1 × 101
Molybdène 93	1 × 101
Molybdène 99	1 × 101
Molybdène 101	1 × 101
Néodyme 147	1 × 102
Néodyme 149	1 × 102
Neptunium 237a	1 × 100
Neptunium 239	1 × 102
Neptunium 240	1 × 101
Nickel 59	1 × 102
Nickel 63	1 × 102
Nickel 65	1 × 101
Niobium 93m	1 × 101
Niobium 94	1 × 10-1
Niobium 95	1 × 100
Niobium 97	1 × 101
Niobium 98	1 × 101
Or 198	1 × 101
Or 199	1 × 102
Osmium 185	1 × 100
Osmium 191	1 × 102
Osmium 191m	1 × 103
Osmium 193	1 × 102
Palladium 103	1 × 103
Palladium 109	1 × 102
Phosphore 32	1 × 103
Phosphore 33	1 × 103
Platine 191	1 × 101
Platine 193m	1 × 103
Platine 197	1 × 103
Platine 197m	1 × 102
Plomb 203	1 × 101
Plomb 210a	1 × 100
Plutonium 234	1 × 102
Plutonium 235	1 × 102
Plutonium 236	1 × 100
Plutonium 237	1 × 102
Plutonium 238	1 × 10-1
Plutonium 239	1 × 10-1
Plutonium 240	1 × 10-1
Plutonium 241	1 × 101
Plutonium 242	1 × 10-1
Plutonium 243	1 × 103
Plutonium 244	1 × 10-1
Polonium 203	1 × 101
Polonium 205	1 × 101
Polonium 207	1 × 101
Polonium 210	1 × 100
Potassium 40	1 × 101
Potassium 42	1 × 102
Potassium 43	1 × 101
Praséodyme 142	1 × 102
Praséodyme 143	1 × 103
Prométhium 147	1 × 103
Prométhium 149	1 × 103
Protactinium 230	1 × 101
Protactinium 231	1 × 100
Protactinium 233	1 × 101
Radium 223a	1 × 100
Radium 224a	1 × 100
Radium 225	1 × 101
Radium 226a	1 × 100
Radium 227	1 × 102
Radium 228a	1 × 100
Rhénium 186	1 × 103
Rhénium 188	1 × 102
Rhodium 103m	1 × 104
Rhodium 105	1 × 102
Rubidium 86	1 × 102
Ruthénium 97	1 × 101
Ruthénium 103	1 × 100
Ruthénium 105	1 × 101
Ruthénium 106a	1 × 10-1
Samarium 151	1 × 103
Samarium 153	1 × 102
Scandium 46	1 × 10-1
Scandium 47	1 × 102
Scandium 48	1 × 100
Sélénium 75	1 × 100
Silicium 31	1 × 103
Sodium 22	1 × 10-1
Sodium 24	1 × 100
Soufre 35	1 × 102
Strontium 85	1 × 100
Strontium 85m	1 × 102
Strontium 87m	1 × 102
Strontium 89	1 × 103
Strontium 90a	1 × 100
Strontium 91	1 × 101
Strontium 92	1 × 101
Tantale 182	1 × 10-1
Technétium 96	1 × 100
Technétium 96m	1 × 103
Technétium 97	1 × 101
Technétium 97m	1 × 102
Technétium 99	1 × 100
Technétium 99m	1 × 102
Tellure 123m	1 × 100
Tellure 125m	1 × 103
Tellure 127	1 × 103
Tellure 127m	1 × 101
Tellure 129	1 × 102
Tellure 129m	1 × 101
Tellure 131	1 × 102
Tellure 131m	1 × 101
Tellure 132	1 × 100
Tellure 133	1 × 101
Tellure 133m	1 × 101
Tellure 134	1 × 101
Terbium 160	1 × 100
Thallium 200	1 × 101
Thallium 201	1 × 102
Thallium 202	1 × 101
Thallium 204	1 × 100
Thorium 226a	1 × 103
Thorium 227	1 × 100
Thorium 228a	1 × 100
Thorium 229a	1 × 10-1
Thorium 230	1 × 100
Thorium 232	1 × 100
Thorium 234a	1 × 100
Thorium naturela	1 × 100
Thulium 170	1 × 102
Thulium 171	1 × 103
Tungstène 181	1 × 101
Tungstène 185	1 × 103
Tungstène 187	1 × 101
Uranium 230a	1 × 101
Uranium 231	1 × 102
Uranium 232a	1 × 10-1
Uranium 233	1 × 100
Uranium 234	1 × 100
Uranium 235a	1 × 100
Uranium 236	1 × 101
Uranium 237	1 × 102
Uranium 238a	1 × 100
Uranium 239	1 × 102
Uranium 240a	1 × 102
Uranium naturela	1 × 100
Vanadium 48	1 × 100
Ytterbium 175	1 × 102
Yttrium 90	1 × 103
Yttrium 91	1 × 102
Yttrium 91m	1 × 102
Yttrium 92	1 × 102
Yttrium 93	1 × 102
Zinc 65	1 × 10-1
Zinc 69	1 × 103
Zinc 69m	1 × 101
Zirconium 93a	1 × 101
Zirconium 95	1 × 100
Zirconium 97a	1 × 101
a	Nucléides précurseurs et produits de filiation compris dans l’équilibre séculaire :
Am-242m	Am-242
Am-243	Np-239
Ba-140	La-140
Ce-144	Pr-144
Cs-137	Ba-137m
Np-237	Pa-233
Pb-210	Bi-210
Ra-223	Rn-219, Po-215, Pb-211, Bi-211, Tl-207
Ra-224	Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl- 208 (0,36), Po-212 (0,64)
Ra-226	Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210
Ra-228	Ac-228
Ru-106	Rh-106
Sr-90	Y-90
Th-226	Ra-222, Rn-218, Po-214
Th-228	Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
Th-229	Ra-225, Ac-225, Fr-221, At-217, Bi-213, Po-213, Pb-209
Th-234	Pa-234m
Th-nat	Ra-228, Ac-228, Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
U-230	Th-226, Ra-222, Rn-218, Po-214
U-232	Th-228, Ra-224, Rn-220, Po-216, Pb-212, Bi-212, Tl-208 (0,36), Po-212 (0,64)
U-235	Th-231
U-238	Th-234, Pa-234m
U-240	Np-240m
U-nat	Th-234, Pa-234m, U-234, Th-230, Ra-226, Rn-222, Po-218, Pb-214, Bi-214, Po-214, Pb-210, Bi-210, Po-210
Zr-93	Nb-93m
Zr-97	Nb-97

RÉSUMÉ DE L’ÉTUDE D’IMPACT DE LA RÉGLEMENTATION

(Ce résumé ne fait pas partie du Règlement.)

Description

Le présent résumé de l’étude d’impact de la réglementation porte sur les modifications au Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II (DORS/2000-205) et au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement (DORS/2000-207) ainsi que sur les modifications corrélatives au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires (DORS/2000-202) et au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I (DORS/2000-204).

Les modifications ont pour but de corriger un certain nombre de lacunes réglementaires qui ont été identifiées depuis l’entrée en vigueur de ces règlements, le 31 mai 2000, de corriger des incohérences (détectées par le Comité mixte permanent d’examen de la réglementation) afin de mieux protéger les travailleurs, le public et l’environnement, et d’adopter les plus récentes normes internationales concernant les valeurs d’exemption et les niveaux de libération. L’adoption des normes internationales dans les règlements concorde avec les principes décrits dans la Directive du Cabinet sur la rationalisation de la réglementation.

Les deux règlements modifiés concernent principalement le même groupe de titulaires de permis, de substances nucléaires et d’appareils à rayonnement ou d’équipement réglementé de catégorie II. Par conséquent, les modifications sont présentées en un seul et même projet de règlement afin d’éliminer le chevauchement et de réduire au minimum le fardeau de la consultation pour d’autres ministères gouvernementaux, le personnel de la Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) et les parties intéressées.

Un certain nombre de modifications visent principalement à améliorer la clarté de certaines dispositions. Ces modifications mineures auront peu d’impact sur les titulaires de permis ou le grand public.

Il y a deux modifications importantes qui auront une incidence sur les pratiques actuelles en matière de délivrance de permis. La première modification importante consiste à remplacer l’annexe existante sur les quantités d’exemption par les plus récents niveaux internationaux établis dans l’édition de 1996 des Normes fondamentales internationales de protection contre les rayonnements ionisants et de sûreté des sources de rayonnements de l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) [mentionnées ci-après sous le sigle abrégé NFI de l’AIEA]. Les quantités d’exemption constituent des seuils en matière de contrôle réglementaire. Lorsque les quantités de substances nucléaires utilisées sont inférieures à ces valeurs limites aucun contrôle réglementaire n’est requis, car ces quantités posent un risque négligeable pour les personnes ou l’environnement. La liste de l’annexe actuelle du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement est prolongée afin d’y inclure la liste de radio-isotopes publiée dans l’annexe I des NFI de l’AIEA et on y introduit des limites de l’activité massique (exprimées en becquerels par gramme) en vue de faciliter le contrôle réglementaire des substances nucléaires concentrées dans les matières. Cette modification signifie que l’obtention de certains permis à faible risque pour certaines pratiques ou utilisations de substances nucléaires ne sera plus nécessaire, comme dans le cas du nickel 63, qui est utilisé dans le matériel de laboratoire ou par les premiers intervenants, le personnel des services de sécurité, le personnel de sécurité dans les aéroports et le personnel militaire dans divers appareils de détection.

La deuxième modification importante consiste à instaurer des mesures réglementaires qui permettront de soustraire certaines substances nucléaires du contrôle réglementaire en établissant des limites de libération en deçà desquelles l’abandon ou l’évacuation est sécuritaire. Ces niveaux de libération sont des seuils admissibles qui reposent sur les normes et les pratiques internationales relatives aux quantités en vrac de matières qui sont publiées dans l’édition 2004 de la Collection Normes de sûreté de l’AIEA — Application of the Concepts of Exclusion, Exemption and Clearance, n^o RS-G-1.7 (citée dans les modifications sous l’appellation « Norme de sûreté RS-G-1.7 de l’AIEA »). L’adoption de ces nouvelles normes internationales est en harmonie avec le contrôle réglementaire tenant compte du risque de la CCSN et garantit que la réglementation canadienne est compatible avec les pratiques internationales dans ce domaine.

Contexte

La CCSN réglemente toutes les activités liées à l’utilisation de l’énergie nucléaire et des substances nucléaires au Canada. Les règlements de la CCSN portent essentiellement sur les aspects de santé, de sûreté, de sécurité et de protection de l’environnement en ce qui a trait aux caractéristiques particulières des substances nucléaires. À ces règlements s’ajoutent d’autres dispositions législatives fédérales et provinciales qui réglementent, dans leur sphère de compétence respective, l’utilisation des radio-isotopes dans la médecine ou la recherche sur les humains et les animaux et dans le transport des marchandises dangereuses.

Depuis l’entrée en vigueur des règlements de la CCSN, en mai 2000, un certain nombre de normes internationales ont été modifiées afin de tenir compte des plus récentes améliorations apportées aux pratiques de radioprotection. La CCSN a participé activement à l’élaboration des règlements et des normes de l’AIEA. En définissant la position canadienne sur les enjeux relatifs aux matières radioactives, la CCSN a communiqué régulièrement avec diverses parties intéressées, au sein de l’administration gouvernementale ou de l’industrie. De plus, des experts de ces deux milieux ont fait partie des délégations canadiennes à l’occasion des réunions techniques de l’AIEA. Cette participation a permis de veiller à ce que les besoins et les opinions des Canadiens soient pris en compte dans l’élaboration des normes internationales.

Tous les pays industrialisés peuvent utiliser en totalité ou en partie les recommandations de l’AIEA afin de réglementer les activités liées à l’utilisation de l’énergie nucléaire. Les règlements actuels pris en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires reposent en partie sur l’édition de 1996 des NFI de l’AIEA. Les plus récentes normes de l’AIEA, bien que publiées en 1996, n’ont pas été adoptées à l’échelle internationale avant 2001. Elles ont certes été envisagées lors de l’élaboration du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, mais elles n’ont pas été intégrées dans l’annexe sur les quantités d’exemption, car la CCSN se fiait principalement aux valeurs obtenues au moyen de ses propres calculs de dose effectués à l’aide de méthodes d’évaluation des risques similaires à celles utilisées dans l’élaboration des valeurs des NFI de l’AIEA. La CCSN a, par la suite, adopté les valeurs des NFI de l’AIEA pour le transport, dans les modifications apportées en décembre 2003 au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires. Pour ce faire, elle a intégré le document TS-R-1 de l’AIEA dans ce dernier règlement. Puisque la communauté mondiale tend à adopter cette norme commune, son inclusion dans les règlements de la CCSN éliminera le chevauchement et placera le Canada sur un pied d’égalité avec les nations qui ont adopté cette norme.

Les modifications mettront les règlements du Canada en accord avec ceux des pays qui ont adopté les normes de l’AIEA et elles harmoniseront les récentes initiatives entreprises en vue d’améliorer la sûreté et la sécurité des sources scellées à risque élevé.

La CCSN s’attend à ce que les deux règlements révisés, soit le Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II et le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, entrent en vigueur en 2008.

Modifications au Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II

Le Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II précise les exigences à respecter pour les sources de rayonnement et les accélérateurs de particules utilisés en médecine, en recherche et dans l’industrie. Les modifications à ce règlement introduisent de nouvelles exigences pour les appareils de curiethérapie à projecteur de source télécommandé utilisés dans le traitement de certains cancers, reformulent la définition d’« installation nucléaire de catégorie II » afin d’exclure certains accélérateurs de particules assujettis aux dispositions du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I et prévoient de nouvelles dispositions concernant l’équipement réglementé et le service d’entretien afin d’améliorer la clarté des exigences réglementaires. Un certain nombre d’exigences en matière de sûreté, telles que les boutons d’arrêt d’urgence, concernant l’exploitation des installations nucléaires et de l’équipement réglementé de catégorie II sont donc améliorées, simplifiées ou redéfinies.

Installations nucléaires et équipement réglementé de catégorie II

On a ajouté au Règlement une définition du terme « entretien », en égard à l’équipement réglementé de catégorie II, afin de clarifier ce qui constitue une activité d’entretien, d’éliminer la confusion à ce sujet et de distinguer les activités d’entretien qui doivent faire l’objet d’une demande de permis de celles qui sont recommandées par le fabricant. La définition du terme « accélérateur de particules » est améliorée afin de mieux déterminer les catégories d’accélérateurs, tels que les accélérateurs électrostatiques « tandem » utilisés en recherche.

Appareils de curiethérapie à projecteur de source télécommandé

La curiethérapie est une méthode avancée pour le traitement du cancer. Les grains radioactifs ou les sources radioactives sont placés dans la tumeur ou près de la tumeur afin de transmettre une dose de rayonnement élevée tout en minimisant l’exposition au rayonnement des tissus sains à proximité. La définition du terme « appareil de curiethérapie » a été reformulée pour tenir compte des récents changements en matière de technologie et de techniques médicales et pour faire correspondre les efforts en matière de réglementation et de sûreté à leur niveau de risque. Les conditions de permis utilisées à titre de mesure réglementaire temporaire seront incorporées dans le Règlement afin que tous les titulaires de permis de cette catégorie soient assujettis aux mêmes exigences juridiques.

Exigences renforcées en matière de sûreté et de mesures d’urgence

Tout équipement réglementé de catégorie II doit d’abord faire l’objet d’une homologation avant de pouvoir être exploité par un titulaire de permis. La demande d’homologation doit inclure les débits de dose de rayonnement prévus autour de l’équipement pour tous les modes de fonctionnement. Les débits de dose mesurés autour de certains équipements réglementés de catégorie II peuvent être minimaux en raison du blindage inhérent à l’équipement réglementé et n’entraîner aucune dose efficace annuelle importante, à moins qu’une personne doive travailler plusieurs centaines d’heures ou plus à côté d’un équipement réglementé de catégorie II. Ces débits de dose sont tels que les dispositions des paragraphes 15(2) et 15(3) et de l’alinéa 15(9)c) du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II sont considérées comme trop restrictives dans ces cas et apportent peu de gain en matière de sûreté. En mai 2001, la Commission a accordé une exemption à l’égard de ces dispositions en vertu de l’article 7 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Le fondement de la recommandation était que l’exemption ne poserait aucun risque inacceptable pour l’environnement ou pour la santé et la sécurité des personnes. Les pratiques de réglementation et de conformité de la CCSN établies tenant compte du risque sont également reflétées dans la conversion de certaines conditions de permis générales en exigences réglementaires en vue d’en améliorer la clarté et la souplesse en fonction du niveau de risque.

a) Solution de rechange

Maintenir le statu quo. À l’exception des exemptions temporaires accordées par la Commission dans les documents CMD 01-M34 et CMD 06-M7, les pratiques actuelles en matière de délivrance de permis et de conformité peuvent adéquatement assurer la protection des travailleurs, du public et de l’environnement.

b) Coûts des modifications

La CCSN et les titulaires de permis utilisent les pratiques actuelles en matière de délivrance de permis et de conformité depuis l’entrée en vigueur du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II. On estime donc que l’impact financier sur les titulaires de permis sera minimal et principalement attribuable à la mise à jour des documents et des procédures.

c) Avantages des modifications

Les nouvelles définitions et les définitions modifiées relativement aux installations nucléaires et à l’équipement réglementé de catégorie II, de concert avec les exigences réglementaires renforcées, amélioreront la clarté et réduiront les activités de délivrance de permis et de conformité nécessaires dans les domaines touchés par ces modifications. En ayant recours à des dispositions réglementaires tenant compte du risque, cela permet à la CCSN et aux titulaires de permis de concentrer leurs ressources dans les domaines où le risque est plus grand sans pour autant compromettre la sûreté des travailleurs, du public ou de l’environnement.

Modifications au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement

Le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement s’applique à toutes les substances nucléaires et les sources scellées et à tous les appareils à rayonnement. Il ne s’applique pas aux installations autorisées à produire de l’énergie nucléaire. Il réglemente les activités associées aux produits de consommation, aux processus de fabrication, aux centres d’enseignement supérieur, à la médecine et à la recherche et tient compte des pratiques acceptées à l’échelle internationale.

Quantités d’exemption

Les quantités d’exemption publiées dans l’annexe de la version actuelle du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement sont calculées à partir de modèles de dose basés sur des hypothèses précises concernant les dangers et les utilisations de quantités modérées de matières nucléaires. Les quantités modérées de matières nucléaires désignent des matières solides ou liquides qui sont distribuées uniformément en quantité d’une tonne ou moins, ou d’une tonne ou moins par installation nucléaire, par année.

Les nouveaux niveaux d’exemption ou les niveaux d’exemption révisés qui seront introduits dans ce règlement ont été calculés à partir d’un modèle prudent utilisé pour une série de scénarios d’utilisation limitée et d’évacuation que l’on retrouve dans le rapport n^o 65 sur la radioprotection de la Commission européenne intitulé Principles and Methods for Establishing Concentrations and Quantities (Exemption Values) below which Reporting is not required in the European Directive. Ces quantités représentent l’ordre de grandeur des plus petites valeurs calculées pour n’importe quel scénario. Elles s’appliquent aux activités à petite échelle pour lesquelles seules des quantités modérées de matières sont utilisées. L’AIEA, dans son rapport technique, IAEA-TECDOC-1000, Vienne (1998), intitulé Clearance of Materials Resulting from the Use of Radionuclides in Medicine, Industry and Research a recommandé leur utilisation en tant que niveaux de libération inconditionnelle pour les quantités modérées de solides.

La CCSN a collaboré avec l’AIEA à la formulation des niveaux d’exemption internationaux publiés dans les NFI de l’AIEA et a adopté ces plus récentes normes, en décembre 2003, dans les modifications apportées au Règlement sur l’emballage et le transport de substances nucléaires. Les limites révisées auront une incidence sur le seuil admissible de huit radio-isotopes, ce qui aura pour effet d’en restreindre la possession et l’utilisation. L’incidence sur les titulaires de permis sera négligeable, car ces radio-isotopes sont déjà contrôlés au moyen des activités autorisées par la CCSN.

La plus grande incidence qu’aura l’annexe révisée sera l’augmentation de la valeur limite admissible de 47 radio-isotopes à faible risque. Cela aura pour effet de rendre le contrôle réglementaire de leur possession et de leur utilisation moins restrictif, puisque ces radio-isotopes ne posent pas de risque pour la santé et la sécurité des personnes et la protection de l’environnement. L’exemption de permis s’applique uniquement aux activités régies par les exemptions prévues à l’article 5 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement. Cette disposition ne soustrait pas cependant les personnes du respect de toute autre disposition prévue par l’article 26 de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires en relation avec d’autres activités autorisées, telles que le transport, l’abandon ou l’évacuation. Le contrôle réglementaire des substances nucléaires ou des appareils à rayonnement qui utilisent des substances nucléaires sera exercé à l’aide des exigences réglementaires établies pour l’homologation des appareils à rayonnement.

a) Solutions de rechange

Le maintien du statu quo n’aurait aucune incidence importante sur les pratiques de délivrance de permis et de conformité actuelles. Cependant, cela placerait la CCSN dans une position de conflit par rapport à sa propre réglementation, car elle devrait gérer deux séries de quantités d’exemption qui portent sur les mêmes radio-isotopes : une qui concerne le transport des substances nucléaires et l’autre, les activités réglementées aux termes de l’article 5 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement. Comme un nombre grandissant de pays adoptent les plus récents niveaux d’exemption prévus dans les NFI de l’AIEA, le Canada finirait par tirer de l’arrière par rapport aux pratiques internationales. Les niveaux d’exemption canadiens, s’ils ne sont pas mis en accord avec les normes internationales, pourraient exposer le Canada à une critique de la communauté internationale, à savoir que le Canada entrave le commerce sous prétexte de protéger la santé, la sûreté et l’environnement. L’adoption des niveaux d’exemption prévus dans les NFI de l’AIEA permettra d’éliminer les incompatibilités dans les règlements de la CCSN et d’aligner les quantités d’exemption du Canada avec celles de la communauté internationale.

b) Coûts

L’adoption des niveaux d’exemption prévus dans les NFI de l’AIEA profitera aux titulaires de permis, car on éliminera plus de 600 permis à faible risque délivrés principalement pour le nickel 63 employé dans le matériel de laboratoire ou dans les appareils à rayonnement utilisés pour la détection d’agents chimiques ou d’explosifs par le personnel militaire, les premiers intervenants ainsi que les agences de sécurité (actuellement exemptées de droits de permis, aux termes des dispositions du Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire). Les économies nettes pour les titulaires de permis actuels se traduiront par une réduction des frais d’administration des demandes de permis et des demandes de renouvellement ainsi que des rapports annuels de conformité. D’autres mesures, telles que le transport et l’emballage, demeureront en place.

c) Avantages

Le programme réglementaire qui s’appuie sur la connaissance du risque mis en application par la CCSN a mené à la redistribution des ressources requises pour la conduite d’activités réglementaire concernant les radio-isotopes à faible risque vers des domaines au risque plus élevé. La réaffectation des ressources a permis d’accroître le contrôle réglementaire des activités qui présentent un risque plus élevé de manière à améliorer la protection des travailleurs, du public et de l’environnement en optimisant l’utilisation des ressources disponibles.

Niveaux de libération inconditionnelle / conditionnelle

L’introduction d’exigences concernant des niveaux de libération conditionnelle et inconditionnelle pour les substances nucléaires permettra de corriger une lacune relevée depuis l’entrée en vigueur du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, en mai 2000. Les dispositions révisées de l’article 5 et de l’annexe sur les quantités d’exemption pour les quantités modérées de substances nucléaires établissent les seuils admissibles au-delà desquels un contrôle réglementaire doit être exercé. Ces dispositions n’établissent pas les conditions qui permettent de cesser le contrôle réglementaire une fois que les substances nucléaires ne sont plus requises ou qu’elles ont été épuisées au-delà de leur vie utile. Pour que la CCSN cesse d’exercer un contrôle réglementaire sur certaines substances nucléaires, les personnes qui désirent transférer, évacuer ou abandonner ces substances doivent démontrer leur conformité aux exigences introduites dans le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement.

Le concept de libération du contrôle réglementaire implique le retrait de restrictions afin que les matières libérées puissent être traitées sans considération de leurs propriétés radiologiques, tel qu’il est discuté dans le rapport technique de l’AIEA, IAEA-TECDOC-855, AIEA, Vienne (1996), intitulé Clearance Levels for Radionuclides in Solid Materials: Application of Exemption Principles. Cependant, le retrait des restrictions peut ne pas toujours être complet; il y a également la possibilité de libérer des matières dans des conditions particulières. L’application de conditions permet de s’assurer que la libération conditionnelle fournira une protection radiologique adéquate au public. Afin de libérer entièrement et complètement une matière, il faut que toutes les voies d’exposition raisonnablement possibles soient examinées et prises en compte dans la dérivation des niveaux de libération, peu importe la façon dont la matière est utilisée et l’endroit où l’exposition est dirigée. De telles libérations ont pour nom « libérations inconditionnelles » et sont liées aux seuils admissibles, tels que ceux publiés dans les tableaux 1 et 2 de la Norme de sûreté RS-G-1.7 de l’AIEA, pour la contamination volumique, et incorporées dans l’annexe 2 du règlement modifié. Il est également possible de restreindre les libérations, habituellement parce que le sort de la matière que l’on envisage de libérer est déjà connu. Donc, seules quelques voies d’exposition raisonnablement possibles doivent être examinées avant d’accorder un niveau de libération. De telles libérations, que ce soit pour la contamination volumique ou la contamination de surface, ont pour nom « libérations conditionnelles ». Les niveaux de libération inconditionnelle proviennent de la Norme de sûreté RS-G-1.7 de l’AIEA. Pour leur part, les niveaux de libération conditionnelle sont établi à partir des exigences de doses pour lesquelles les titulaires de permis devront, avant de libérer les matières, effectuer et documenter, aux fins d’approbation par la CCSN, une analyse systématique des risques que la libération de la matière pourrait entraîner pour la santé et l’environnement et tenir ces dossiers à jour.

Actuellement, la CCSN étudie les demandes d’évacuation ou d’abandon des substances nucléaires au cas par cas au moyen de conditions spéciales incluses dans les permis d’utilisation générale, ou dans certains cas, en délivrant un permis d’évacuation ou d’abandon distinct. Les nouvelles dispositions réglementaires n’ont pas pour effet de révoquer les autorisations en vigueur, telles que celles concernant les critères visant les niveaux de contamination de surface prévus dans les programmes de radioprotection déjà autorisés par la Commission ou par un fonctionnaire désigné dans le cadre du processus d’autorisation.

La publication des niveaux de libération inconditionnelle et des exigences de dose pour la libération conditionnelle élargit la portée de la protection du public et de l’environnement. L’adoption des niveaux de libération est conforme aux pratiques de la CCSN et aux pratiques internationales.

a) Solutions de rechange

L’absence de niveaux de libération dans le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement actuel signifie que les substances nucléaires qui satisfont aux limites de libération ne peuvent qu’être transférées à d’autres titulaires de permis et non évacuées dans des sites d’enfouissement municipaux, même si autrement elles seraient exemptées de l’obtention d’un permis. Par conséquent, le statu quo ne permet pas de recycler les matières libérées, ce qui serait préférable à l’évacuation du point de vue du développement durable. De plus, le statu quo n’autorise pas le transfert de matières légèrement contaminées à des installations non autorisées, telles que les installations spécialisées dans l’évacuation des déchets dangereux, car ces dernières installations ne sont pas exemptées aux termes de l’article 7 de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Les titulaires de permis doivent donc évacuer leurs déchets (autant ceux qui contiennent des substances dangereuses que ceux qui renferment des quantités négligeables de substances nucléaires) uniquement dans des installations autorisées, en tant que déchets radioactifs. Cela ajoute un fardeau financier inutile aux titulaires de permis et peut mener à l’accumulation non nécessaire de déchets, ce qui augmente le risque radiologique pour les personnes, le public ou l’environnement. Le statu quo n’est pas considéré comme une solution appropriée.

b) Coûts

Le personnel de la CCSN ne prévoit aucune augmentation des coûts avec la mise en œuvre de ces nouvelles exigences. Les titulaires de permis qui sont autorisés, par le biais de conditions de permis, à évacuer des quantités modérées de substances nucléaires pourront continuer de le faire, puisqu’ils se conforment déjà aux nouvelles dispositions. Les répercussions seront plus notables chez les nouveaux demandeurs. Les non-titulaires de permis seront réglementés au moyen des dispositions établies pour les quantités modérées dans l’article 5 modifié.

c) Avantages

L’introduction de niveaux de libération conditionnelle et inconditionnelle améliorera le contrôle réglementaire en établissant des seuils admissibles à partir desquels il faut exercer un contrôle réglementaire. Ces limites sont fixées à un niveau suffisamment bas pour que le risque pour la santé et la sécurité des personnes et l’environnement soit négligeable. La diminution des efforts de réglementation réduira le fardeau administratif, autant pour la CCSN que les titulaires de permis, et élargira la portée d’application à toutes les personnes. Les titulaires de permis qui ont déjà reçu une autorisation pour des niveaux de libération conditionnelle supérieurs à ceux figurant à l’annexe 2, y compris les niveaux applicables à la contamination de surface, ne seront pas touchés par ces modifications.

La publication des niveaux de libération, combinée aux quantités d’exemption, définit clairement les exigences à respecter en vue de posséder des substances nucléaires et de les utiliser. Elle fournit également un mécanisme afin de les soustraire au contrôle réglementaire lorsqu’elles ne sont plus utilisées ou qu’elles se sont épuisées en deçà des seuils admissibles publiés, de sorte qu’elles peuvent être abandonnées ou évacuées d’une manière sûre qui est conforme aux pratiques internationales. Cela permet également de continuer à assurer la sécurité et la protection des travailleurs, du public et de l’environnement.

Sources de contrôle

Les sources de contrôle sont des sources qui servent à vérifier le bon fonctionnement des appareils de détection du rayonnement. Aux termes de l’ancienne Loi sur le contrôle de l’énergie atomique et de ses règlements d’application, l’activité totale des sources de contrôle était basée sur des valeurs publiées dans l’annexe d’un des règlements. L’activité variait entre 1 microcurie (3,7 kBq) et 10 microcuries (370 kBq). L’activité d’une substance nucléaire se définit par le nombre de transformations nucléaires à survenir par unité de temps, tel qu’il est mesuré en becquerels (ou en curies). Ces valeurs limites permettaient aux personnes (principalement aux premiers intervenants et au personnel de recherche et d’enseignement qui utilisent des appareils de détection du rayonnement) de posséder de petites sources de contrôle sans devoir obtenir un permis de radio-isotopes, car ces sources étaient inférieures aux limites réglementaires. Des milliers de ces petites sources ont été fabriquées et vendues aux termes des règlements de l’ancienne Commission de contrôle de l’énergie atomique.

Avec l’entrée en vigueur de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et de ses règlements d’application, en mai 2000, ces petites sources de contrôle sont maintenant assujetties à un permis, car les nouvelles valeurs d’exemption sont passées de 370 kBq à 10 kBq. Le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement ne contient aucune disposition afin d’exempter ces sources de contrôle de la nécessité d’un permis, donc toute personne possédant une telle source sans permis contrevient aux règlements de la CCSN. Pour se conformer aux limites d’exemption actuelles, les personnes doivent demander un permis de possession. Il s’agit là d’un frein administratif et financier qui incite souvent les personnes à recourir à des solutions « maison » improvisées, telles que les manchons de thorium que l’on retrouve dans les lanternes Coleman, en vue de stimuler une réponse de leur appareil.

Afin de régler ce problème, on incorporera une exemption spécifique pour les petites sources de contrôle qui contiennent moins de 370 kBq d’une substance nucléaire. En prévoyant une exemption distincte, similaire en portée à celle qui existe pour les détecteurs de fumée domestiques et industriels, on établi un équilibre entre les risques pour le public, les travailleurs et l’environnement et la protection qu’elle offre aux travailleurs qui pourraient devoir utiliser des appareils de détection pour confirmer la présence de rayonnements ionisants. Le contrôle de la fabrication et de la distribution de ces sources de contrôle se fera au moyen de dispositions réglementaires révisées. L’exemption de permis proposée s’appliquera uniquement aux activités régies par les dispositions révisées de l’article 8.1, mais les personnes devront néanmoins se conformer aux dispositions prévues à l’article 26 de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires relativement à d’autres activités, telles que le transport, l’abandon ou l’évacuation.

a) Solutions de rechange

Le nombre total de sources de contrôle actuellement non autorisées dans le domaine public est inconnu. Très peu de permis ont été délivrés pour la possession de sources de contrôle depuis l’entrée en vigueur de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. La majorité des propriétaires de ces sources de contrôle demeurent inconnus à ce jour. Chaque fois que ces sources sont identifiées lors de diverses inspections de conformité chez un titulaire de permis, ce dernier est informé de sa non-conformité et doit demander une modification à son permis afin que la source y soit ajoutée. Cela augmente le fardeau administratif pour la CCSN et les titulaires de permis et ne règle pas entièrement le problème de ces sources de contrôle existantes dans le domaine public, car cette pratique ne vise que les titulaires de permis, et non les autres personnes. La CCSN pourrait s’efforcer d’identifier les personnes qui possèdent actuellement des sources de contrôle et les forcer à obtenir un permis, en vertu de l’article 26 de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Cependant, le coût de cette mesure serait prohibitif et aurait probablement pour effet de mener à l’évacuation ou à l’abandon illégal de ces sources. Les personnes concernées se résigneraient probablement à les jeter plutôt qu’à devoir se soumettre à des contrôles administratifs et à payer des droits de permis. Plus important encore, les avantages pour la santé et la sécurité des personnes liés à leur utilisation seraient perdus, car les propriétaires ne seraient plus en mesure de valider correctement le bon fonctionnement de leurs appareils de détection du rayonnement. Cela entraînerait de plus grands risques d’exposition.

b) Coûts

Aucun coût n’est anticipé avec la mise en œuvre de ces nouvelles mesures. Les fabricants et les distributeurs se conforment déjà aux normes et aux pratiques internationales employées dans la production de ces sources de contrôle. Ils doivent également adhérer, par l’entremise d’autres règlements gouvernementaux, aux exigences actuellement en vigueur visant le transport des matières dangereuses.

c) Avantages

Le risque radiologique associé à ces petites sources est faible. L’avantage de cette exemption pour les utilisateurs et le public est comparable à celui des exemptions actuellement accordées pour la possession et l’utilisation des sources d’américium 241 dans les détecteurs de fumée domestiques et industriels. Les détecteurs de fumée sont fabriqués et distribués conformément aux dispositions de l’article 6 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, qui prescrit également les normes internationales à respecter dans leur fabrication. Les modifications reposeront sur une approche similaire pour l’utilisation et le contrôle des sources de contrôle. L’exemption de permis accordée à ces petites sources de contrôle, pour leur fabrication et leur distribution, améliorera la protection des travailleurs, du public et de l’environnement.

Uranium appauvri utilisé comme contrepoids dans un aéronef

L’exemption s’applique uniquement à l’uranium appauvri utilisé comme contrepoids dans un aéronef. Les contrepoids d’uranium appauvri sont principalement utilisés dans les gouvernes de direction, les ailerons extérieurs (assemblage de l’aile) et les gouvernes de profondeur extérieures (assemblage de la queue) des gros aéronefs. Les contrepoids d’aéronefs sont assujettis à des limites d’espace. Ceux fabriqués à partir de l’uranium appauvri utilisent efficacement les propriétés de cette matière, qui est 1,6 fois plus dense que le plomb.

Une fois installés, ces contrepoids posent très peu de risques pour les travailleurs ou le public, car ils sont difficilement accessibles. La modification exempte l’utilisateur final de ces contrepoids seulement de l’obtention d’un permis, mais d’imposer des mesures rigoureuses quant à la conception, à l’utilisation et à l’évacuation des contrepoids. La nouvelle exigence n’a pas pour objet d’inclure la fabrication parmi les activités exemptées. Elle porte principalement sur la possession et l’utilisation de ces contrepoids comme composantes intégrales des aéronefs visés. La modification ne devrait pas avoir pour effet d’accroître l’utilisation de l’uranium appauvri comme contrepoids dans les aéronefs. L’industrie des aéronefs se sert de matériaux plus exotiques et plus denses comme substituts, tel que le tungstène — un matériau plus lourd, plus facile à trouver et plus rentable.

Cette modification rendra la réglementation canadienne conforme aux règlements américains et aux pratiques internationales actuellement en vigueur dans l’industrie aéronautique.

a) Solutions de rechange

Les exigences réglementaires et de conformité actuelles sont adéquates pour réglementer cette substance nucléaire.

b) Coûts

Les contrepoids actuellement en utilisation, à l’exception des marquages, sont entièrement conformes aux dispositions ainsi qu’aux normes américaines et à celles de l’industrie. Aucun coût supplémentaire n’est anticipé avec cette modification. Les mesures et les programmes de contrôle existants pour les matières dangereuses seront maintenus pour assurer la protection des travailleurs et du public. Aucun effort supplémentaire ne sera nécessaire pour assurer la conformité.

c) Avantages

Cette exemption s’applique uniquement à l’uranium appauvri utilisé comme contrepoids. Elle réduira les efforts réglementaires déployés pour contrôler ces articles à faible risque tout en maintenant des normes rigoureuses de conception et de fabrication afin d’assurer la protection du public, des travailleurs et de l’environnement. Une fois ces contrepoids installés, leur accessibilité est hautement restreinte. Aucun entretien ou test n’est nécessaire pendant leur utilisation et ils sont retirés uniquement à la fin de la vie utile de l’aéronef afin d’être évacués conformément aux dispositions prévues par la modification.

Formation sur le retrait des sources de radiographie industrielle

Les sources nucléaires utilisées dans la radiographie industrielle génèrent un champ très élevé de rayonnement gamma qui sert à pénétrer des matériaux denses en vue de détecter des défauts cachés ou, comme c’est le cas dans l’industrie gazière et pétrolière, à mesurer la qualité des soudures des pipelines. Ces inspections radiographiques peuvent être réalisées dans un milieu urbain, rural ou éloigné par un seul opérateur d’appareil d’exposition accrédité ou par un opérateur en formation sous la supervision directe d’un opérateur accrédité. Ces activités se font souvent après les heures de travail normales afin de réduire au minimum le risque d’exposition pour le public, ce qui fait que l’opérateur reste souvent seul pendant toute la durée de l’opération.

Le champ élevé de rayonnement gamma généré par les sources scellées utilisées dans la radiographie industrielle peut causer des torts sérieux aux personnes si les sources sont mal utilisées ou laissées sans blindage par accident lors d’une défaillance mécanique ou par incapacité d’un travailleur. Actuellement, les opérateurs d’appareils d’exposition accrédités peuvent intervenir lors d’incidents mettant en cause des sources nucléaires à risque élevé et leur matériel auxiliaire peu importe qu’ils aient reçu ou non la formation nécessaire pour intervenir lors de ce type d’incidents. L’absence d’une formation officielle en retrait de source ou en intervention en cas d’accident a été identifiée par le groupe de travail de la Direction de la réglementation des substances nucléaires sur l’examen de la réglementation des opérations sur le terrain, en août 2003. Les nouvelles dispositions réglementaires exigeront que le travailleur qui intervient en cas d’incidents de radiographie possède une formation spécialisée sur le retrait de sources scellées s’il agit seul, ou qu’il possède les compétences, la formation technique et la formation en radioprotection nécessaires pour exercer cette fonction cruciale sous la surveillance (directe ou indirecte, visuelle ou à distance) d’une personne qualifiée qui a reçu la formation spécialisée sur le retrait de sources scellées.

La modification exige que les personnes qui interviennent dans ce genre de situations et qui ne possèdent pas la formation spécialisée sur le retrait de sources scellées, possèdent tout au moins « la formation nécessaire relativement aux exigences techniques, réglementaires et de sécurité » pour gérer ces situations et agissent sous la surveillance d’une personne qui a reçu la formation spécialisée pour intervenir dans ces situations. Cependant, la modification n’exige pas que chaque personne autorisée obtienne une accréditation professionnelle distincte pour le retrait des sources, mais qu’elles possèdent des connaissances suffisantes pour effectuer cette manœuvre à risque élevé de manière sécuritaire et faire en sorte que les doses annuelles respectent le principe ALARA (niveau le plus faible qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre). Un opérateur d’appareil d’exposition accrédité qui n’a pas reçu la formation spécialisée sur le retrait de sources scellées, mais qui connaît bien les exigences réglementaires, techniques et de sécurité relativement à cette manœuvre à risque élevé peut agir sous la surveillance (visuelle ou à distance) d’une personne qui a reçu la formation spécialisée sur le retrait de sources scellées.

a) Solutions de rechange

Les radiographes font face à une pression importante pour exécuter les travaux au-delà des limites d’exploitation sûre, en raison en partie de la demande élevée pour ce type de service. Même si l’industrie est consciente du risque accru d’incidents pour les travailleurs et d’exposition inutile du public, elle n’a pas démontré qu’elle peut s’autoréglementer dans ce domaine. Les pratiques réglementaires actuelles sont insatisfaisantes en ce qui a trait aux mesures d’intervention en cas d’incidents, car elles n’exigent pas que seule une personne adéquatement formée soit apte à intervenir en cas d’incidents donnant lieu à la séparation d’une source.

b) Coûts

Cette nouvelle disposition exige qu’une personne qui doit intervenir dans le cas d’un incident et qui pourrait devoir prendre des mesures d’atténuation possède la formation et les compétences nécessaires pour assurer la sécurité du public et des travailleurs, tout en retirant la source scellée à risque élevé. Le coût de cette formation spécialisée peut varier entre 2 500 $ et 5 000 $ par personne. Un grand nombre d’opérateurs d’appareils d’exposition accrédités possèdent déjà les compétences nécessaires pour exécuter ce type d’opération. Par conséquent, si au moins un opérateur accrédité est requis pour chacun des 130 permis actuels et que 50 % de ces opérateurs ont besoin de cette formation, alors le coût total pour l’industrie serait de 375 000 $. Ce montant repose sur un coût moyen de 5 000 $ par cours pour 75 titulaires de permis.

c) Avantages

L’introduction d’une formation spécialisée pour les opérateurs qui doivent retirer une source à la suite d’un incident mettant en cause un appareil à rayonnement réduira le risque d’exposition pour les travailleurs et le public en s’assurant que les personnes qui effectuent ces tâches à risque élevé possèdent les compétences et les connaissances nécessaires pour les accomplir en toute sécurité.

Modifications corrélatives au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires et au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I

Des modifications corrélatives sont requises au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires et au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I afin d’aligner la définition d’« installation nucléaire de catégorie II » qui se trouve dans ces deux règlements avec celle du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II. Ces modifications permettront d’éviter l’inclusion de certains équipements médicaux qui servent à implanter des sources de façon permanente et qui n’ont pas besoin d’être réglementés à titre d’installations. Ces modifications permettront également d’exclure certains accélérateurs de particules à des fins de recherche, assujettis au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, de l’obligation de se conformer au Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II.

Une autre modification corrélative doit être apportée au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires en ce qui concerne le pouvoir du fonctionnaire désigné de demander de l’information. Cette modification est conforme aux changements recommandés par le Comité mixte permanent d’examen de la réglementation dans sa lettre du 26 novembre 2003 à l’égard du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II et du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement.

Les modifications sont de nature administrative et n’auront aucun impact sur le public ni d’incidence sur les pratiques de délivrance de permis actuelles.

Solutions envisagées

La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires donne à la Commission le pouvoir de prendre des règlements, avec l’approbation du gouverneur en conseil, concernant le Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II et le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement. Un certain nombre de solutions de rechange aux mesures de réglementation ont été envisagées au moment d’évaluer s’il fallait aller de l’avant avec les modifications, mais elles ont été écartées, car elles n’étaient pas appropriées. En grande partie, les modifications introduiront de nouvelles dispositions réglementaires qui doivent s’appliquer au public afin de renforcer leur protection. Cela n’aurait pu être accompli en maintenant le statu quo, en renforçant les conditions de permis ou en publiant des normes d’application de la réglementation, car ces solutions ne s’appliqueraient qu’aux titulaires de permis. Les améliorations apportées à la sûreté, à la santé et à la protection de l’environnement doivent également s’appliquer au grand public.

Consultations

Consultation d’octobre 2005

La CCSN a consulté plus de 3 000 titulaires de permis et 200 parties intéressées diverses lors de la période allant d’octobre à décembre 2005 au sujet des modifications aux deux règlements. Un grand nombre d’organismes fédéraux, provinciaux et municipaux, de groupes d’intérêts spéciaux et de parties intéressées de l’industrie, du domaine médical, des centres d’enseignement supérieur et des établissements de recherche qui sont inscrits dans le programme de relations externes de la CCSN ont fait partie de la consultation. Une deuxième période de consultation plus limitée a eu lieu avec certains répondants entre le 17 mars et le 15 avril 2006. Il y a également eu une réunion de suivi avec les parties intéressées de l’industrie le 27 avril 2006 afin d’aborder certaines préoccupations soulevées pendant cette deuxième période de consultation.

La CCSN a aussi tenu une série de séances d’information publique, qui ont commencé en juin 2004 avec une présentation sur le projet de modification à l’Association canadienne de radioprotection. Au cours des années 2004 et 2005, le personnel de la CCSN a tenu le secteur canadien de la radiographie industrielle, une des principales parties intéressées touchées par les modifications, informé des développements au moyen de séances d’information publique données à Edmonton, à Montréal et à Ottawa. Des mises à jour du projet ont été présentées en mai 2006 à la Canadian Industrial Radiography Safety Association, à Nisku, en Alberta, et à Toronto lors d’une conférence de l’Association canadienne de radioprotection. Les modifications ont aussi fait l’objet d’un exposé, en mars 2005, devant l’Association nucléaire canadienne dont les membres représentent les opérateurs majeurs de l’industrie nucléaire canadienne, y compris le secteur des mines et des usines de concentration d’uranium, celui de la production d’énergie nucléaire et celui de la gestion des déchets radioactifs.

Lors de la période de consultation préalable, 57 mémoires ont été reçus, représentant un vaste secteur de l’industrie nucléaire, notamment les cliniques de cancérologie, l’industrie minière, les services d’entretien et d’évacuation, la production de combustible nucléaire, l’énergie, les fabricants d’isotopes industriels et médicaux, les titulaires de permis de radiographie industrielle et le ministère de la Défense nationale. Les membres du grand public et les groupes d’intérêts spéciaux n’ont envoyé aucun commentaire. Au total, 275 commentaires couvrant environ 87 sujets distincts ont été relevés. Ces commentaires portaient autant sur des préoccupations administratives mineures que sur l’identification de procédures intégrées qui, si elles avaient été mises en œuvre, auraient augmenté de manière excessive les contrôles réglementaires et le fardeau financier pour les personnes touchées.

Changements aux modifications à la suite de la consultation

Cette période de consultation a eu pour résultat direct d’apporter des changements aux modifications en vue de donner suite aux commentaires et aux préoccupations des répondants. Voici les principaux changements apportés aux deux règlements avant leur publication dans la Partie I de la Gazette du Canada.

En ce qui a trait au Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II, voici les changements apportés :

• Amélioration de la définition du terme « installation nucléaire de catégorie II »;
• Amélioration de diverses dispositions concernant la sûreté, les alarmes et les situations d’urgence pour les installations qui abritent un accélérateur de particules;
• Introduction de nouvelles dispositions sur la tenue de registre pour l’entretien de l’équipement réglementé de catégorie II qui correspond à la nouvelle période de rétention;
• Ajout d’une modification corrélative à la définition d’une « installation nucléaire de catégorie IB » dans le Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I.

En ce qui a trait au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, voici les changements apportés :

• Amélioration de la définition de « quantité d’exemption » et ajout de nouvelles limites dans l’annexe 1;
• Retrait de la définition du « niveau de contamination en surface » des dispositions connexes et de l’annexe;
• Création de dispositions particulières en vue d’exempter les « sources de contrôle » de l’obtention d’un permis;
• Introduction d’une nouvelle définition du terme « entretien » pour les appareils à rayonnement;
• Amélioration des dispositions de l’article 5 concernant les « activités générales exemptées » et les exigences connexes relatives à l’abandon et à l’évacuation des substances nucléaires exemptées;
• Introduction d’une nouvelle disposition concernant l’établissement d’une équipe de deux personnes pour l’exécution des activités de radiographie industrielle;
• Amélioration des « obligations du titulaire de permis » et des « obligations de l’opérateur » en ce qui a trait au signalement des incidents mettant en cause des sources scellées à risque élevé utilisées dans les opérations de radiographie et aux mesures d’intervention à prendre dans ces cas-là.

Plusieurs répondants ont indiqué qu’ils appuyaient fortement les modifications et qu’ils les considéraient comme un pas dans la bonne direction en vue de s’aligner sur les normes internationales, surtout dans les domaines des quantités d’exemption et des niveaux de libération inconditionnelle ajoutés dans les annexes 1 et 2 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement modifié.

Consultation par le truchement de la Partie I de la Gazette du Canada

Les modifications au Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II et au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, ainsi que les modifications corrélatives au Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires et au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, ont été publiées préalablement dans la Partie I de la Gazette du Canada, le 19 mai 2007. Les parties intéressées avaient 75 jours pour examiner les modifications et présenter leurs commentaires. Plus de 3 500 avis écris ont été envoyés aux parties intéressées et aux titulaires de permis afin de les informer du processus de consultation par le truchement de la Partie I de la Gazette du Canada. Toute la documentation pertinente, y compris le Rapport de consultation préalable d’octobre 2005, était disponible sur le site Web de la CCSN. On y offrait également un lien au site Web de la Gazette du Canada afin de pouvoir accéder à la publication du 19 mai 2007 de la Partie I ainsi qu’un lien au site Web de l’AIEA pour consulter des documents de référence pertinents.

La CCSN a reçu 27 mémoires, qui provenaient d’organismes gouvernementaux, de l’industrie, des exploitants de centrales nucléaires, de la collectivité médicale et du personnel de la CCSN, au sujet des modifications au Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II et au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement.

La majorité des commentaires concernaient principalement des suggestions afin d’améliorer la clarté de certaines des nouvelles exigences, et plusieurs portaient sur les nouvelles dispositions à l’égard des responsabilités des titulaires de permis en ce qui concerne la formation sur le retrait des sources scellées et l’équipe de deux personnes pour l’exécution d’activités de radiographie. Deux groupes concernés (10 titulaires de permis de radiographie industrielle et 7 établissements de traitement du cancer) ont coordonné leurs réponses en vue d’aborder les mêmes préoccupations dans leur domaine respectif. De plus, la CCSN a reçu plusieurs commentaires qui suggéraient des changements à des dispositions qui ne faisaient pas l’objet des modifications. Ces derniers commentaires, qui seront pris en considération lors de futures modifications possibles, n’ont pas été pris en compte dans le cadre du processus actuel.

En octobre et novembre 2007, la CCSN a tenu une consultation supplémentaire par courrier avec les répondants qui avaient présenté des commentaires écrits sur les activités de radiographie industrielle et les niveaux de libération conditionnelle et inconditionnelle. Cela permettait de procéder à une vérification finale des changements prévus. La CCSN a tenu une réunion finale à Nisku, en Alberta, le 20 novembre 2007, pour discuter des préoccupations des radiographes industriels à l’égard de l’exigence d’une équipe de deux personnes pour exécuter les activités de radiographie.

À la suite des commentaires reçus et des rencontres supplémentaires, 20 changements additionnels ont été apportés aux modifications dans le but d’en améliorer la clarté. La modification la plus importante consistait à retirer l’obligation d’une équipe de deux personnes pour exécuter les activités de radiographie industrielle. Les préoccupations de sécurité qui étaient à la base de cette exigence seront abordées par la voie de la surveillance réglementaire continue et efficace que le personnel de la CCSN exerce dans ce domaine.

Sommaire

De vastes consultations ont servi de fondement à la préparation des modifications au Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II et au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement. De manière générale, les modifications ont été bien reçues. Tous les commentaires reçus au cours de ces consultations ont été pris en compte, à l’exception de ceux qui ne concernaient pas les modifications. Ces commentaires non sollicités seront conservés pour futur examen. Des précisions ont été apportées, lorsqu’elles étaient justifiées.

Avantages et coûts

Avantages

L’adoption de ces modifications et des plus récentes normes internationales à l’égard des quantités d’exemption et des niveaux de libération inconditionnelle dans le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement alignera les pratiques canadiennes sur celles appliquées à l’échelle internationale. Cette décision est conforme aux principes décrits dans la Directive du Cabinet sur la rationalisation de la réglementation. Les modifications corrigent également les lacunes que le Comité mixte permanent d’examen de la réglementation avait relevées dans les règlements actuels.

Les mesures de sûreté renforcées qui seront donc ajoutées dans les règlements viendront améliorer la protection des travailleurs, du public et de l’environnement en réduisant davantage le risque d’exposition aux effets néfastes des rayonnements. La transition vers un programme proactif de délivrance de permis et de conformité s’appuyant sur la connaissance du risque a permis de concentrer davantage de ressources dans les domaines où le risque pour la santé et la sécurité des personnes et la protection de l’environnement est le plus grand.

Coûts

Lors de la période de consultation préalable, les répondants estimaient que le facteur de coût le plus élevé était attribuable à l’exigence supplémentaire concernant la formation sur le retrait des sources pour les radiographes qui pourraient devoir intervenir en cas d’incidents donnant lieu à la séparation d’une source scellée à risque élevée de son enveloppe blindée. Le coût estimatif (375 000 $) de ces nouvelles mesures, que devraient assumer les titulaires de permis, constitue probablement une estimation élevée considérant le nombre important de titulaires de permis qui ont déjà terminé la formation. Ce coût supplémentaire peut être réduit davantage au sein de chaque organisme qui exerce la radiographie industrielle en limitant le nombre de personnes devant recevoir cette formation à au moins un spécialiste ayant reçu une formation en radioprotection.

Les mesures de délivrance de permis qui s’appuient sur la connaissance du risque seront avantageuses pour les 600 ou quelques titulaires de permis à faible risque qui n’auront plus besoin d’un permis de la CCSN. La plupart de ces titulaires de permis, qui correspondent aux premiers intervenants et aux titulaires de permis exemptés des droits de permis, pourront économiser les frais liés aux demandes de permis et à leur administration. Les autres membres de ce groupe n’auront plus à assumer les droits de permis et pourront donc bénéficier d’une réduction de leurs frais administratifs.

Pour ce qui est des substances nucléaires et des appareils à rayonnement exemptés de l’obtention d’un permis de la CCSN, le fardeau de la réglementation augmentera légèrement pour les fabricants et les distributeurs, car ils devront fournir davantage d’instructions aux clients qui achètent ces substances nucléaires à faible risque. Les modifications n’entraîneront aucun changement dans les pratiques actuelles de tenue de documents ou de registres.

Les autres coûts pour l’industrie attribuables à la mise en œuvre de ces règlements révisés sont principalement de nature administrative. Les titulaires de permis devront revoir et réviser leur documentation interne et certains employés devront peut-être être formés, en conséquence.

Pour ce qui est des coûts pour la CCSN attribuables à la mise en œuvre des changements proposés au Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II et au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement, ceux-ci sont considérés comme minimaux, et ils ne nécessiteront pas de ressources supplémentaires aux fins du régime de permis ou pour assurer les mesures d’application de la réglementation.

Incidences environnementales

La mise en œuvre de ces règlements révisés ne devrait avoir aucun effet négatif sur l’environnement. Le Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II et le Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement sont en vigueur depuis 2000 et les modifications apportées à ces règlements représentent une mise à jour des pratiques actuelles. Les modifications ne modifieront en rien le rôle de la CCSN aux termes de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale. Le fondement radiologique révisé des règlements découle des plus récentes normes et pratiques internationales actuellement en vigueur et il améliorera la protection du public, des travailleurs et de l’environnement. L’incidence environnementale potentielle découlant de l’adoption des niveaux de libération de l’AIEA a été évaluée par la CCSN dans son rapport intitulé Clearance Levels for the Protection of Non-human Biota Versus Humans et daté de septembre 2004. Le rapport conclut que bien qu’il n’y ait aucun consensus sur la définition d’un risque inacceptable pour l’environnement, les valeurs de l’AIEA ne présentent aucun problème, à l’exception de l’uranium et du strontium 90 dans le sol pour lesquels les valeurs de l’AIEA ne sont pas suffisamment prudentes. Le rapport suggère dans ces situations de procéder à des analyses au cas par cas.

Sécurité

Les modifications au Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II et au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement concernent principalement les risques liés à la santé et à la sécurité des personnes et à la protection de l’environnement, puisqu’elles portent sur l’utilisation de substances nucléaires. Le présent résumé de l’étude d’impact de la réglementation n’aborde pas les questions relatives à la sécurité, car elles sont régies par d’autres règlements pris en vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires ou au moyen de conditions de permis.

Respect et exécution

Il ne sera pas nécessaire de modifier en profondeur les politiques et les pratiques qui régissent les mesures de vérification de la conformité et les mesures d’application des règlements pour tenir compte des modifications au Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II et au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement. La stratégie d’application fondée sur le risque qui oriente les activités de la CCSN en matière de production de rapports annuels, d’inspections, de délivrance de permis ainsi que de mesures légales prises aux termes de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires et de ses règlements d’application demeurera inchangée.

Personne-ressource

Albert Thibert
Commission canadienne de sûreté nucléaire
280, rue Slater
Case postale 1046, Succursale B
Ottawa (Ontario)
K1P 5S9
Télécopieur : 613-995-5086
Courriel : info@cnsc-ccsn.gc.ca

Référence a
L.C. 2001, ch. 34, art. 61

Référence b
L.C. 1997, ch. 9

Référence c
L.C. 2001, ch. 34, art. 61

Référence d
L.C. 1997, ch. 9

Référence 1
DORS/2000-202

Référence 2
DORS/2000-204

Référence 3
DORS/2000-205

Référence 4
DORS/2000-207

AVIS :
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