Comités (44e législature, 1re session)

LES RÉACTEURS NUCLÉAIRES CANADIENS :
QUEL EST LE NIVEAU SUFFISANT DE SÛRETÉ?

Rapport intérimaire

ASPECTS TECHINIQUES DU RELANCEMENT DE LA CENTRALE NUCLÉAIRE DE PICKERING A

Dispositifs de sûreté des réacteurs CANDU
Dispositifs particuliers des réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering A
Remise en service proposée
Modernisation du système d’arrêt rapide
Dangers sismiques
L’importance des incendies à la centrale nucléaire de Pickering A
Évaluation des risques : Évaluation des risques d’accident que présente la centrale nucléaire de Pickering A
Problèmes de santé publique
Une culture axée sur la sûreté

Dispositifs de sûreté des réacteurs CANDU

Le Comité a entendu dire à plusieurs reprises que le réacteur CANDU constitue une solide technologie qui tolère l’erreur humaine et la défaillance mécanique. Un témoin l’a décrit comme la technologie nucléaire la plus sûre au monde.

On n’a enregistré ni blessure grave ni décès, que ce soit chez les travailleurs ou au sein de la population, en plus de 30 ans d’exploitation de réacteurs CANDU au Canada. Des responsables d’Énergie atomique du Canada limitée (EACL), l’organisme fédéral qui conçoit et vend les réacteurs CANDU, attribuent ce bon dossier sur le plan de la sûreté à la conception de ces derniers qui double ou triple leurs dispositifs de sûreté. On a déclaré au Comité qu’on installe des groupes indépendants, séparés de systèmes pour contrôler la puissance d’un réacteur et, si nécessaire, pour arrêter ce dernier et le refroidir après son immobilisation, confiner les émissions de substances radioactives à l’intérieur de la centrale et surveiller l’état de cette dernière.

Comparativement à la majorité des réacteurs commerciaux construits dans le monde, qui sont des réacteurs à eau [légère] sous pression (REP), les réacteurs à eau lourde CANDU présentent de par leur conception plusieurs avantages sur le plan de la sûreté. Un réacteur CANDU renferme des réserves relativement importantes d’eau (lourde) et d’uranium. Si l’approvisionnement en réfrigérant primaire du cœur d’un réacteur était interrompu pour une raison quelconque, la masse thermique du réfrigérant primaire ralentirait le rythme d’augmentation de la température à l’intérieur du cœur. La séparation de l’eau de refroidissement et de l’eau du ralentisseur dans le réacteur CANDU est également perçue comme un avantage sur le plan de la sûreté.

D’un autre côté, la conception du réacteur CANDU fait appel à une quantité relativement importante d’alliage de zirconium à l’intérieur des grappes de combustible, presque quatre fois la quantité que renferment certains réacteurs à eau légère. Cette réserve importante de zirconium désavantage les réacteurs CANDU sur le plan de la sûreté. Le zirconium réagit vigoureusement et de façon exothermique (produit de la chaleur) au contact de la vapeur aux températures élevées qu’on enregistrerait durant un accident qui endommagerait le cœur d’un réacteur CANDU. Cette réaction produit du gaz hydrogène qui peut rapidement atteindre des concentrations explosives dans une enceinte de confinement de réacteur. (Des responsables d’EACL ont déclaré au Comité que, pour s’attaquer à ce problème, cette dernière a mis au point un recombinateur passif capable de détruire l’hydrogène à l’intérieur de l’enceinte de confinement. On est en train d’intégrer cette technologie aux nouveaux réacteurs CANDU et on pourrait l’adapter à ceux déjà construits. )

La sérieuse possibilité d’un accident qui entraînerait une perte de réfrigérant primaire est un autre sujet d’inquiétude. Dans les réacteurs à eau légère, le niveau de puissance diminue en cas de perte d’eau de refroidissement. Dans le cas des réacteurs CANDU, comme dans celui, autrefois, du réacteur RBMK à Tchernobyl, cependant, les niveaux de puissance augmentent en pareil cas. Un accident qui entraînerait une perte de réfrigérant primaire d’un réacteur CANDU et une défaillance de son système d’arrêt rapide est particulièrement inquiétant. Si le système d’arrêt rapide faisait défaut, le niveau de puissance pourrait augmenter radicalement. Une perturbation violente du cœur du réacteur risquerait de se produire en quatre à cinq secondes et d’entraîner la libération de quantités importantes de matières radioactives.

Dispositifs particuliers des réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering A

Les quatre réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering A ont été les premiers réacteurs CANDU commerciaux. Il leur manquait donc certains dispositifs de sûreté qu’on a intégrés aux réacteurs CANDU construits par la suite. On a, par exemple, conçu les réacteurs de façon à les doter d’un système d’arrêt à action rapide qui pourrait les immobiliser en deux secondes et d’un système à action lente qui exige plus de dix secondes pour s’avérer efficace. Lorsqu’on a délivré un permis pour la centrale nucléaire de Pickering A, on a pensé que son système à action lente était un second moyen d’arrêt adéquat. La CCEA a cependant plus tard révisé ses conclusions au sujet de la nécessité d’un système redondant d’arrêt rapide. On a intégré à tous les réacteurs CANDU subséquents un second système indépendant d’arrêt rapide qui peut injecter un liquide absorbant les neutrons pour freiner la réaction nucléaire à l’intérieur du cœur de chaque réacteur.

Ontario Hydro a, en outre, employé un concept atypique par rapport à la plupart des centrales nucléaires. À la centrale nucléaire de Pickering, huit réacteurs se partagent les mêmes systèmes de sûreté et de soutien. Il y a partage des systèmes à des centrales nucléaires situées ailleurs dans le monde, mais ce partage dans leur cas est généralement d’une beaucoup moins grande ampleur.

Les huit réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering se partagent la même enceinte de confinement, qui se compose de huit systèmes pour les réacteurs, d’un bâtiment sous vide et d’une conduite de sûreté les reliant. Le système est conçu pour absorber l’énergie emmagasinée et la chaleur de désintégration radioactive d’un réacteur pendant une heure après son arrêt. Comparativement aux réacteurs à eau légère, le système de confinement de Pickering est gros, ce qui offre un avantage sur le plan de la sûreté, cependant annulé par une faible pression nominale et le fait qu’il s’agisse d’un système partagé.

Les huit réacteurs se partagent également le système d’injection d’urgence de réfrigérant. Édifiés durant la construction de la centrale nucléaire de Pickering B, le réservoir de stockage et le bâtiment des pompes peuvent fournir d’urgence du réfrigérant pour un seul accident à un seul réacteur.

Le relancement proposé des réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering A soulève des questions. On n’a jamais jusqu’ici au Canada remis en service après un aussi long arrêt des réacteurs d’un tel âge (25 ans). Quelle est l’importance du risque d’accident que présente le relancement des réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering A? Comment mesure-t-on ce risque? À quel point les améliorations proposées par OGP aux dispositifs de sûreté s’avéreront-elles efficaces?

Le Comité a entendu des témoignages d’un certain nombre de sources qui, comme c’est souvent le cas, ont fourni des réponses contradictoires aux questions d’ordre général qu’il leur a posées. Des responsables d’OPG ont déclaré qu’il n’y aura aucun danger à relancer les quatre réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering A lorsque les améliorations aux dispositifs de sûreté et à l’équipement auront été apportées. D’autres, y compris des représentants de la Pickering East Shore Community Association, considèrent que le relancement des réacteurs en question pourrait s’avérer une expérience dangereuse.

Le Comité a demandé à un expert indépendant son avis pour l’aider à connaître le risque d’accident relié au relancement des réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering A. Il a passé à M. Gordon Thompson de l’Institute for Resource and Security Studies (IRSS), une commande pour qu’il étudie la question. Les résultats que M. Thompson a fournis dans son rapport d’étude constituent, avec les déclarations formulées au Comité, le fondement des remarques techniques qui suivent.

Remise en service proposée

OPG prévoit remettre en service le premier des quatre réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering A à la fin de 2001. Les autres réacteurs seront remis en service un à la fois à des intervalles de six à huit mois. Avant de remettre les réacteurs en service, OPG consacrera, selon ses déclarations, environ un milliard de dollars à des améliorations liées à la sûreté ou à la protection de l’environnement. Dans la zone entourant immédiatement les réacteurs nucléaires, les améliorations proposées incluent :

la modernisation des systèmes d’arrêt d’urgence;
le remplacement des pompes et d’autres pièces du système d’alimentation en eau lourde pour éviter les fuites possibles;
d’autres améliorations aux systèmes de traitement de l’air pour réduire les émissions déjà limitées de substances radioactives dans l’atmosphère;
l’accroissement de la résistance aux dommages sismiques des structures et des systèmes de conduite des réacteurs.

OPG est aussi en train de planifier un certain nombre d’améliorations dans des secteurs situés à l’extérieur de la zone immédiate des réacteurs, y compris :

le remplacement des tubes de condenseur en laiton par des tubes en acier inoxydable afin de réduire les rejets dans le lac Ontario de cuivre et de zinc;
l’amélioration des systèmes de détection et d’extinction des incendies;
une meilleure protection contre les déversements pour les installations de stockage de produits chimiques et de mazout;
de nouveaux systèmes de gestion pour améliorer la performance environnementale.

Malheureusement, OPG n’a fourni que des renseignements limités au sujet des améliorations proposées dans son rapport d’évaluation environnementale d’avril 2000 sur le relancement des réacteurs. Ce rapport ne renferme pas d’ensemble intégré d’améliorations et ne décrit pas non plus l’affectation de fonds aux types d’améliorations proposées. On ne sait donc pas avec certitude quelle partie du milliard de dollars sera consacrée à des travaux d’amélioration du matériel, par rapport à des travaux d’amélioration de fonctions comme la formation, la documentation et la gestion. Il est, en outre, impossible de déterminer dans quelle mesure les améliorations proposées auront une influence sur le risque que présentent les réacteurs. Un document d’OPG daté de novembre 1999 fournit des renseignements additionnels, mais ne contient pas d’engagement ferme relativement à la mise en œuvre de la totalité des améliorations énumérées.

Les sections suivantes du présent rapport sont consacrées à un examen détaillé des améliorations proposées qui ont suscité le plus de discussions durant les audiences et les visites sur place du Comité.

Modernisation du système d’arrêt rapide

La modernisation du système d’arrêt d’urgence constitue la plus controversée des améliorations prévues. Comme il est souligné précédemment, le retrait du service des quatre réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering A était, en partie tout au moins, attribuable à l’incapacité d’Ontario Hydro de respecter l’une des conditions de délivrance de son permis et un délai imposés par la CCEA en 1993. La condition en question était l’installation avant la fin de décembre 1997 d’un meilleur système d’arrêt rapide.

La CCEA a entrepris des discussions avec Ontario Hydro au sujet de la modernisation du système d’arrêt rapide des réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering A après l’accident survenu à Tchernobyl en 1990. On n’a intégré qu’un seul système d’arrêt rapide aux réacteurs de la centrale nucléaire de Pickering A, système commandant des barres qu’il est possible de laisser tomber à l’intérieur du cœur d’un réacteur pour y stopper en deux secondes en cas d’urgence la réaction en chaîne. On dispose aussi d’un second système d’arrêt qui y stoppe la réaction en déversant l’eau lourde qui refroidit le cœur du réacteur; il faut cependant plus de dix secondes à ce système pour s’avérer pleinement efficace, raison pour laquelle on l’appelle un système à action lente.

De 1986 à 1993, la CCEA et Ontario Hydro ont participé à des discussions à huis clos dans le cadre desquelles les deux « ont négocié la nature de la modernisation éventuelle. » [traduction] Des observateurs ont critiqué le processus, déclarant qu’il s’agissait là d’un exemple d’étroites relations inappropriées entre l’organisme de réglementation et l’industrie qu’il régit.

La CCEA a finalement approuvé quatre options en matière de modernisation qui allaient de l’installation d’un second système entièrement indépendant d’arrêt rapide, en passant par l’ajout beaucoup plus simple d’un petit nombre de barres de commande aux 21 barres déjà installées et par la division des barres en deux groupes, jusqu’à l’ajout également d’un ensemble distinct de capteurs et de mécanismes de déclenchement pour chaque groupe. L’un ou l’autre groupe de barres pourrait à lui seul arrêter le réacteur. En fait, il suffit d’insérer cinq barres de commande dans le cœur du réacteur pour pouvoir arrêter ce dernier. Enfin, en 1993, OPG a décidé de retenir la dernière option, que la CCEA a approuvée.

Le Comité a entendu des témoignages qui mettent en doute la raison pour laquelle on a approuvé cette modernisation en particulier. La CCEA admet que la modernisation en question ne constitue pas, en réalité, un second système indépendant d’arrêt rapide. Des témoins représentant OPG ont déclaré que :

« Il n’y a pas pour l’instant deux systèmes d’arrêt indépendants à Pickering A. Cependant, on est en train d’en installer l’équivalent. »

Des responsables d’OPG ont également déclaré au Comité que le fait que les travaux de modernisation de plus grande envergure exposeraient davantage les travailleurs aux radiations constituait aussi un facteur à considérer dans le cadre de la détermination de l’option à explorer.

L’expert-conseil du Comité a résumé la question en déclarant :

« Cet ensemble de correctifs est une option relativement peu coûteuse et ne constituera pas un deuxième système indépendant d’arrêt rapide. »

Des témoins doutaient également du caractère équivalent de l’option de la modernisation et du fait que le coût, plutôt que la sûreté, était le facteur déterminant à considérer dans le cadre de la formulation de la décision finale. L’amélioration approuvée devait coûter environ 30 millions de dollars (de 1995), tandis que le coût des autres options variait de 127 à 352 millions de dollars.

Un témoin a déclaré :

« La population ne peut pas participer au débat ni aux négociations entourant le genre de travaux de modernisation auxquels on procédera, pas plus qu’à la discussion visant à déterminer si l’on est ou n’est pas en train, en fait, d’effectuer des compromis sur le plan de la sûreté afin d’économiser une partie de l’ensemble du budget de relancement. » [traduction]

Compte tenu des témoignages formulés :

Recommandation 1 :

Le Comité recommande que la Commission canadienne de sûreté nucléaire "CCSN" maintienne son indépendance par rapport aux services d’utilité publique lorsqu’il est question de conformité à des ordonnances sur des questions cruciales de sûreté.

Recommandation 2 :

Le Comité recommande de documenter autant que possible les discussions de fond comme celles portant sur l’amélioration du système de sûreté, de mettre à la disposition du public ces documents et de consulter celui-ci avant de prendre des décisions finales.

Recommandation 3 :

Le Comité recommande que la CCSN exige des vérifications et une surveillance poussées des améliorations apportées au système d’arrêt de Pickering A après son installation et rende publics tous les rapports sur le rendement du système observé à l’occasion des vérifications et dans des conditions réelles d’exploitation.

M. Gordon Thompson, l’expert-conseil du Comité, a, en outre, souligné qu’aucune des améliorations sur le plan de la sûreté promises par OPG n’a encore fait l’objet, ni été incluse à l’intérieur, d’une évaluation appropriée des risques. Les répercussions des propositions en question sur l’ensemble du profil des risques que présente la centrale nucléaire de Pickering n’ont donc pas été évaluées. Il serait prudent de combler cette lacune avant d’approuver le relancement des réacteurs de la centrale nucléaire.

Dangers sismiques

Le 24 mai 2000, un léger tremblement de terre, le quatrième en 18 mois, a frappé la région de Pickering et les zones environnantes du sud de l’Ontario. Centré sous le lac Ontario, juste au sud d’Oshawa, ce tremblement de terre mesurait 3,1 à l’échelle de Richter. Les dispositifs de surveillance sismique installés sur les turbo-alternateurs à la centrale nucléaire de Pickering ont enregistré une vibration. Les travailleurs ont vérifié si le séisme avait causé des dommages aux structures, mais n’en ont constaté aucun. Six mois plus tôt, un tremblement de terre d’une amplitude de 3,8 à l’échelle de Richter s’était produit à partir du même endroit dans le lac.

Durant son étude, le Comité a entendu beaucoup de choses au sujet des dangers sismiques à la centrale nucléaire de Pickering. On pourrait diviser les discussions en deux aspects de la question distincts, mais étroitement liés. Un certain nombre de témoins ont traité du débat en cours sur l’amplitude d’un tremblement de terre auquel on peut raisonnablement s’attendre à ou à proximité de la centrale nucléaire de Pickering. Le second aspect est lié à la capacité de la centrale nucléaire de Pickering A de résister aux effets d’un tremblement de terre et à la façon d’évaluer cette capacité.

Lors de la construction de la centrale nucléaire de Pickering A, on a conçu les immeubles à cet emplacement pour qu’ils dépassent les normes du Code national du bâtiment en vigueur à ce moment-là. L’Association canadienne de normalisation n’avait pas encore élaboré la norme de conception sismique qu’on a appliquée à bien des réacteurs CANDU construits plus tard au Canada. Ontario Hydro a porté les exigences relatives aux structures nucléaires d’une charge statique équivalant à 2 % de la gravité à une charge statique équivalant à 5 % de la gravité. Au début des années 70, on considérait que 5 % étaient plus que suffisants pour protéger la centrale nucléaire contre des dommages attribuables à l’activité sismique. L’Agence internationale de l’énergie atomique, dont le siège social est à Vienne, suggère toutefois maintenant pour les structures nucléaires une norme de conception minimale qui est une charge statique équivalant à 10 % de la gravité.

Le niveau prévu d’activité sismique près de la centrale nucléaire de Pickering reposait sur un examen des données historiques limitées sur les tremblements de terre. Ces données étaient restreintes parce qu’on a toujours considéré la région mi-continentale en question très stable sur le plan géologique. On n’avait donc jusque là effectué que des recherches géophysiques limitées.

Au milieu des années 80, OPG a entrepris une série d’études sur les dangers sismiques pour ses installations nucléaires et hydroélectriques à l’aide d’une méthodologie et d’une technologie qui avaient été récemment mises au point. Au fil des ans, on a poursuivi les recherches sismologiques et géophysiques et mis à jour les évaluations des risques pour rendre compte des nouvelles conclusions établies. Les résultats de ces études sont devenus un sujet de controverse, les professionnels divergeant d’opinions au sujet de l’interprétation de certaines conclusions des études en question. La controverse au sujet de l’amplitude et de la fréquence possibles de l’activité sismique dans le sud de l’Ontario paraissait évidente aux yeux des membres du Comité à partir des témoignages contradictoires qu’ils ont entendus.

M. Arsalan Mohajer, Ph.D., un sismologue ayant mené certaines des toutes premières recherches pour OPG dans la région de Pickering, a déclaré au Comité qu’à la suite de ses travaux initiaux « … on a trouvé une faille dans l’écorce terrestre directement sous une centrale nucléaire. » La centrale en question est celle de Pickering. Le témoin a décrit comment cinq ou six autres années d’étude avaient révélé encore davantage de preuves de risque de séisme : « Nous avons découvert qu’une jeune faille était en train de se former près de la surface… » dans la vallée de la rivière Rouge, à quelques kilomètres à l’ouest de Pickering. Il a précisé que l’une des lignes de faille traversant le lac Ontario « … semble le reflet de la zone de faille du Saint-Laurent -- que l’on sait être active… »

M. Mohajer a aussi fait état d’une discontinuité ou d’une irrégularité de la surface de la roche-mère partout en Ontario, qu’il a repérée à l’aide de données provenant de puits forés dans toute la province. Il a conclu que cette discontinuité était une indication de l’existence de failles attribuables à l’activité sismique. On a aussi décrit au Comité d’autres indications d’activité sismique, y compris des photographies de larges segments de roche brisée sur le lit du lac Ontario.

En réponse à ce témoignage, OPG a soumis au Comité un document détaillé sur les dangers sismiques et sur un modèle de séisme dans lequel le service d’utilité publique ontarien contestait nombre des conclusions présentées par M. Mohajer. OPG a souligné que des cartes géologiques détaillées qu’un groupe d’experts formé de trois scientifiques, se spécialisant en déformation de la glace, en géologie structurale et en dangers sismiques, avait achevé d’établir en 1999 avaient montré qu’une seule des failles repérées, celle de la rivière Rouge, n’était pas clairement d’origine glaciaire. En d’autres mots, de l’avis de ce groupe d’experts, les failles étaient le résultat de la pression et du mouvement de la glace durant la dernière époque glaciaire. Elles ne sont pas le reflet de failles profondes dans l’écorce terrestre à l’intérieur de la roche-mère sous-jacente, ce qui indiquerait un danger sismique.

On a effectué des forages à grande profondeur pour évaluer la faille de la rivière Rouge. Ces travaux de forage ayant été achevés en mai 2000, OPG a déclaré au Comité que « … des données préliminaires provenant de trous de forage ne révélaient aucune preuve de faille d’origine sismique. » [traduction] Le rapport final du Rouge River Advisory Panel Report, qui a paru en septembre 2000, fournit des explications plus détaillées sur les constatations du groupe consultatif en question et renferme la conclusion suivante :

« Le Groupe est convaincu qu’on a suffisamment réalisé de recherches dans la vallée de la rivière Rouge pour montrer qu’il n’existe aucune preuve superficielle d’une faille continue liée à un ou à plusieurs tremblements de terre dans la vallée. Les caractéristiques structurales observées à l'intérieur des affleurements de sédiments quaternaires et la roche sous-jacente s’expliquent par des phénomènes liés à la glaciation et n’ont aucun rapport avec les dangers sismiques dans la région. Notre étude a, entre autres, pour résultat important de prouver qu’il est extrêmement difficile et, dans certains cas, impossible de faire la distinction entre des caractéristiques structurales d’origine glaciaire et d’autres d’origine tectonique, uniquement à partir de traits de déformation de la surface. Cela peut expliquer pourquoi certains examens des caractéristiques de la rivière Rouge ont mené à la conclusion que les traits de déformation étaient probablement liés à des failles attribuables à un ou à plusieurs tremblements de terre. En l’absence d’une faille continue de dimensions crustales qui apparaîtrait clairement, il faut, pour évaluer des structures mineures comme celles observées à la hauteur des localités de la rivière Rouge, disposer d’information sur la subsurface afin d’obtenir un relèvement d’un danger sismique. » [Traduction]

Évaluer l’effet qu’un tremblement de terre aurait sur la centrale nucléaire de Pickering A est aussi important que déterminer la probabilité d’une activité sismique dans le secteur de la centrale. En 1993, la CCEA a demandé qu’Ontario Hydro évalue le degré de résistance éventuelle de la centrale nucléaire de Pickering A à un tremblement de terre. Cinq ans plus tard, le service d’utilité publique a publié ses conclusions, dont nous traitons dans les paragraphes qui suivent.

La méthode d’évaluation choisie par Ontario Hydro a été mise au point par le Power Research Institute des États-Unis et s’appelle une évaluation de la marge de sûreté sismique – EMSS (seismic margin assessment – SMA). La première étape de cette méthode d’évaluation consiste à déterminer un tremblement de terre non négligeable ou de référence, ou l’amplitude et la fréquence probables de tremblements de terre auxquels on pourrait s’attendre à la centrale nucléaire. On détermine donc la capacité de cette dernière de résister à un tel tremblement de terre sans subir de grave accident en examinant la performance de composants clés d’installations liées à la sûreté qui doivent fonctionner si l’on veut que la centrale nucléaire en arrive à s’arrêter en toute sécurité. Les composants clés doivent résister au mouvement du sol causé par le tremblement de terre et arrêter le réacteur, refroidir le combustible et confiner la radioactivité.

On considère une EMSS comme une méthode plus simple et moins coûteuse d’analyse qu’une évaluation probabiliste des risques (EPR), PRA en anglais, de séisme. Une EMSS fournit donc moins de données sur la capacité d’une centrale nucléaire de surmonter un tremblement de terre. On s’interroge quelque peu sur le degré de précision avec lequel une EMSS permet d’évaluer le risque comparativement à la méthodologie plus détaillée d’EPR de séisme.

La méthode d’EPR de séisme englobe trois étapes fondamentales. On met premièrement au point pour l’emplacement en question un ensemble de « courbes de danger sismique », montrant les probabilités annuelles de tremblements de terre (d’accélérations du sol) d’intensités différentes, à une gamme de niveaux de confiance. On met deuxièmement au point un ensemble de « courbes de fragilité », montrant les probabilités conditionnelles de résultats précisés (comme des dommages graves au cœur d’un réacteur) pour des tremblements de terre d’intensités différentes, à une gamme de niveaux de confiance également. On combine troisièmement les conclusions établies aux deux premières étapes pour montrer les probabilités annuelles des résultats précisés.

OPG a conclu à partir de son EMSS que :

« D’après une inspection, une grande partie des principales structures et des principaux systèmes et composants liés à la sûreté de la centrale nucléaire nécessaires aux fonctions d’arrêt, de refroidissement, de surveillance et de confinement après un tremblement de terre majeur respecte les critères d’évaluation sismique. » [Traduction]

L’EMSS a permis de définir certains aspects qui exigeaient une amélioration des mesures de protection parasismiques, y compris l’ancrage de composants pour éviter leur déplacement, le renforcement de la maçonnerie de béton adjacente à de l’équipement lié à la sûreté et le remplacement d’un certain nombre de composants. OPG a entrepris d’apporter les améliorations avant de relancer la centrale nucléaire de Pickering A.

Le Comité a toutefois entendu des déclarations troublantes d’un certain nombre de témoins au sujet d’un composant qui n’est pas inscrit sur la liste ci-dessus de ceux qu’on est en train de moderniser. Des groupes d’intérêt public de la région de Pickering, y compris Durham Nuclear Awareness, les Pickering Ajax Citizens Together for the Environment, la Liverpool Community Association et la Pickering East Shore Community, ont exprimé des inquiétudes au sujet de graves problèmes possibles avec la conduite de sûreté faisant partie du système de la centrale nucléaire destiné à confiner les gaz radioactifs.

Cette conduite est une grosse structure surélevée, rectangulaire, en béton armé. D’une longueur d’environ un demi-kilomètre, elle relie les quatre bâtiments des réacteurs de la centrale de Pickering A et les quatre bâtiments des réacteurs de la centrale de Pickering B à la structure de confinement sous vide. On l’a conçue pour empêcher l’accumulation d’un surplus de pression à l’intérieur de l’un des bâtiments des réacteurs en cas d’accident grave et d’émission de gaz radioactifs qui en découlerait.

L’expert-conseil du Comité a également fourni des détails sur des inquiétudes au sujet de la conduite de sûreté soulevées dans le cadre d’un examen effectué par Acres International en 1999 pour la CCEA de l’EMSS de la centrale nucléaire de Pickering A.

« De plus, Acres a émis des réserves dans son examen : Ontario Hydro n’a pas examiné adéquatement le comportement de la conduite de sûreté pendant le tremblement de terre de niveau non négligeable. Selon l’examen d’Acres, les ondes de surface se propageant dans la conduite pourraient provoquer des forces et des déplacements supérieurs à ce qu’a estimé Ontario Hydro, provoquant ainsi un martèlement des joints de dilatation et menaçant l’intégrité de la tuyauterie d’injection du caloporteur d’urgence aux endroits où celui-ci pénètre dans le bâtiment-réacteur.

En 1995, la CCEA avait acquitté le coût d’une analyse de la fragilité sismique de la conduite de sûreté. Le rapport d’analyse prédisait un effondrement de la conduite à une accélération maximale du sol de 0,22 g, un tremblement de terre moins grave que celui envisagé dans le cadre de l’EMSS.

Des groupes d’intérêt public de la région de Pickering ont signalé qu’Ontario Hydro n’avait modélisé à l’intérieur de son évaluation que 10 % de la longueur de la conduite. Ils ont déclaré au Comité que :

« Acres concluait dans son rapport que les résultats d’Ontario Hydro sous-estimaient probablement les répercussions d’un tremblement de terre sur la conduite, parce qu’on n’avait pas tenu compte de l’effet des ondes de surface sur la longueur entière de la conduite, et y a recommandé d’en effectuer une étude plus poussée. » [TRADUCTION]

Le Comité a aussi été mis au courant d’une autre inquiétude soulevée dans le cadre de l’examen par Acres de l’EMSS de la centrale nucléaire de Pickering. Cette inquiétude a trait à la réaction humaine à un événement, comme un tremblement de terre, entraînant une perte limitée de réfrigérant à partir du réacteur. Pour réussir à arrêter le réacteur, il faudrait une intervention humaine. Compte tenu de la confusion qui entourerait un événement grave, il risque d’être très difficile pour les exploitants de s’acquitter de toutes les tâches exigées, à moins qu’ils ne soient bien préparés. M. Thompson a noté que :

« Dans cet examen, Acres souligne que pour suivre une trajectoire sans problème, il faudrait qu’une série de mesures soient correctement mise en œuvre par l’exploitant. Par exemple, si un tremblement de terre provoque un petit accident de perte du caloporteur, l’exploitant devrait effectuer jusqu’à 14 interventions pour rester sur la trajectoire sans problème. Pourtant, bon nombre de composantes et de systèmes qui ne sont pas inclus dans la trajectoire sans problème pourraient tomber en panne à cause du tremblement de terre, ce qui pourrait déclencher de nombreuses alarmes et accroître la pression sur les travailleurs de la centrale. Par conséquent, il n’est pas garanti que l’exploitant soit en mesure de mettre en œuvre les mesures nécessaires. Pour tenir compte de ces préoccupations, on devrait intégrer une évaluation du risque sismique dans une PRA portant sur les événements internes. Cela n’a pas été fait pour Pickering ‘A’. »

Ces conclusions causent de graves inquiétudes. Le Comité convient avec son expert-conseil qu’il y a lieu de douter qu’Ontario Hydro ait correctement évalué dans le cadre de son EMSS la capacité de la centrale nucléaire de Pickering A de surmonter le tremblement de terre non négligeable ou de référence.

Recommandation 4 :

Le Comité recommande qu’avant le relancement d’un réacteur la CCSN ordonne à Ontario Power Generation "OPG" de recalculer les dangers sismiques en effectuant une évaluation approfondie des risques de séisme, y compris du risque lié aux conduites de sûreté, et d’apporter les améliorations additionnelles sur le plan de la sûreté qui peuvent être précisées.

L’importance des incendies à la centrale nucléaire de Pickering A

En 1997, l’équipe d’EIIR a porté une attention particulière aux dangers d’incendie aux centrales d’Ontario Hydro. Une évaluation des systèmes de protection contre les incendies a révélé qu’un manque de leadership de la part des gestionnaires avait entraîné un mauvais entreposage des matières/matériaux, des déficiences au niveau de la régie interne et l’établissement de contrôles inadéquats sur les matières inflammables. Elle a montré qu’on ne comprenait pas suffisamment sur quels plans les incendies rendaient les centrales vulnérables, comment des feux dans des endroits cruciaux pouvaient influer sur la sûreté nucléaire et où il fallait installer davantage de systèmes de détection et d’extinction des incendies. L’équipe d’experts a aussi lancé l’avertissement que le feu constituait le facteur qui avait le plus contribué à la fréquence des dommages causés au cœur d’un réacteur à certaines centrales nucléaires américaines. Il était aussi possible que le feu cause des dommages au cœur d’un réacteur d’Ontario Hydro.

Le manque de compréhension des risques que présentent les incendies et le fait de ne pas en évaluer les conséquences sont particulièrement regrettables, compte tenu de la conception des centrales nucléaires d’OPG. À l’opposé de la centrale nucléaire typique comportant de petits compartiments entourés par des barrières contre le feu, des systèmes de détection et de suppression des incendies, les réacteurs d’OPG se caractérisent par une ouverture en expansion destinée à en facilité l’accès au personnel luttant contre un incendie avec de l’équipement manuel. Ontario Hydro a admis en 1997 qu’on ne reprendrait pas nécessairement le concept dans les futures centrales si la protection contre les incendies constituait un facteur majeur à considérer.

L’expert-conseil du Comité a signalé qu’on a entrepris de mettre au point des techniques analytiques pour considérer dans le cadre des EPR les incendies comme des événements déclenchant des accidents.

« Toutefois, il semble que ces techniques n’ont pas été appliquées aux centrales CANDU de Ontario Hydro. Ainsi, à Pickering ‘A’, la contribution des incendies à la probabilité de dommages graves au cœur est inconnue. »

Même si OPG a énuméré parmi les améliorations que ce service d’utilité publique a proposées de meilleurs systèmes de détection et d’extinction des incendies, il est impossible de savoir dans quelle mesure on réglera les problèmes en l’absence de détail sur ces systèmes, de l’affectation de fonds à ces derniers et d’une évaluation indépendante de leur caractère adéquat.

Évaluation des risques: Évaluation des risques d’accident que présente la centrale nucléaire de Pickering A

Durant les premières années d’existence de l’industrie nucléo-électrique, la sûreté et l’évaluation des risques étaient axés sur la prévention des accidents « de dimensionnement », avec lesquels la centrale nucléaire était conçue pour composer. On ne tenait pas compte des graves accidents comme des dommages au cœur d’un réacteur et la libération d’importantes quantités de matière nucléaire dans l’atmosphère, parce qu’on pensait qu’ils étaient si improbables qu’il s’agissait d’événements « incroyables ». Dans les années 70, des études ont cependant commencé à montrer que de tels accidents étaient crédibles. Depuis, les événements survenus à Three Mile Island et à Tchernobyl ont prouvé sans l’ombre d’un doute que de graves accidents entraînant des dommages au cœur d’un réacteur et la libération d’importantes quantités de matières radioactives sont en effet crédibles.

En 1990, la Nuclear Regulatory Commission des États-Unis a publié un rapport d’étude toujours considéré comme le nec plus ultra de la méthodologie d’évaluation des risques que présentent les réacteurs nucléaires. On appelle cette méthodologie la méthode d’EPR, évaluation qu’on peut effectuer à trois niveaux. L’EPR donne lieu au premier niveau à une estimation des probabilités d’états précisés de dommages au cœur d’un réacteur, au deuxième, à une estimation également des probabilités et des caractéristiques des émissions possibles de substances radioactives et, enfin, au troisième, à une évaluation des conséquences de ces émissions à l'extérieur des centrales nucléaires.

On n’effectue une EPR dans certains cas que pour des événements qu’on considère inhérents au fonctionnement d’un réacteur comme une défectuosité de l’équipement et une erreur humaine. On examine dans d’autres cas des événements extérieurs au système, comme des tremblements de terre, des tempêtes, des incendies et des explosions. Même si la méthode d’EPR peut fournir un cadre valable pour évaluer les possibilités qu’un réacteur subisse un accident grave, il faut en interpréter avec prudence les résultats.

On exprime d’habitude les conclusions d’une EPR sous la forme d’un seul chiffre qui rend compte de la probabilité de graves dommages au cœur d’un réacteur ou de l’amplitude d’une émission de substances radioactives. On estime, par exemple, la probabilité de graves dommages au cœur d’un réacteur à la centrale nucléaire de Darlington à 1,5 par 100 000 années de fonctionnement. Bien qu’on ait toujours d’énormes incertitudes, il n’est pas rare que les auteurs de rapports d’EPR en expriment les conclusions sous la forme d’un seul chiffre sans admettre ces incertitudes. Une EPR, par exemple, ne tient pas compte des répercussions d’erreurs grossières de conception, de construction, d’entretien et de fonctionnement ni d’actes de malveillance ou de démence. En outre, il n’est pas certain qu’on ait déterminé dans son cadre chaque séquence d’accident possible et qu’on en ait tenu compte. Pour reprendre les mots de M. Thompson, « Une analyse PRA peut être un document précieux, mais seulement entre les mains d’un lecteur informé et sceptique. »

En 1995, Ontario Hydro a fait une EPR pour Pickering A (connue en anglais sous le sigle PARA) qui a porté sur les accidents causés par une défaillance du matériel et l’erreur humaine. Lors de cette étude, on a examiné la réaction du système de confinement de la centrale aux accidents entraînant de graves dommages au cœur du réacteur et fait une estimation de la probabilité d’un rejet important de matières radioactives. Il n’y a toutefois pas eu estimation de l’ampleur ni des caractéristiques d’importants rejets radioactifs ou de leurs effets à l’extérieur de la centrale nucléaire. Les événements tels que les incendies, les tremblements de terre ou les explosions n’ont pas non plus été étudiés.

Quelle est l’utilité de cette étude pour déterminer le risque d’accident grave que les plans de remise en service posent? La CCEA en a fait un examen critique et l’expert-conseil du Comité a formulé des remarques supplémentaires.

Selon la CCEA, si l’EPR pour Pickering A est utile sur le plan qualitatif, on ne peut accorder qu’un faible confiance à ses résultats quantifiés. Le rapport de la Commission en arrive à la conclusion suivante :

« Comme il a été mentionné dans plusieurs rapports et présentations faits à Ontario Hydro et par les consultants externes indépendants, on estime qu'il est nécessaire de refaire l'étude PARA, afin d'en corriger les lacunes. Cette nouvelle évaluation devrait chercher à corriger autant que possible les excès de prudence et d'optimisme, et produire un modèle qui pourrait être modifié et recalculé rapidement par le personnel de la centrale. On pourrait alors l'utiliser pour l'exploitation de la centrale et pour les décisions de nature réglementaire. »

L’expert-conseil du Comité fait remarquer que parmi les leçons importantes que la CCEA a tirées de l’analyse de l’EPR pour Pickering A, trois le sont particulièrement en ce qui regarde la remise en service de cette centrale.

« En premier lieu, les systèmes de sûreté à Pickering A ont un degré d'interdépendance (et donc d’effets d'interaction) plus grand que ce qui est caractéristique des réacteurs CANDU ultérieurs, ce qui se traduit par une probabilité relativement élevée de dommages graves au cœur. En deuxième lieu, il y a de nombreuses séquences d'accidents dans lesquelles, à la suite d'un seul événement déclencheur d'accident de dimensionnement, une seule défaillance d'une composante ou une erreur humaine pourrait se traduire par des dommages graves au cœur. Cette situation est contraire au principe de défaillance unique de la CCEA. Enfin, dans de nombreuses séquences d'accidents, on se fie beaucoup aux interventions des opérateurs pour empêcher des dommages graves au cœur, à la suite d'un événement déclencheur d'accident de dimensionnement. »

Le personnel de la CCEA a dit à OPG de corriger les lacunes de l’EPR pour Pickering A et de se servir de l’évaluation révisée pour remédier aux faiblesses que présente la centrale Pickering A sur le plan de la sûreté. Il a également été souligné que les EPR offrent une méthodologie tenant compte des incendies comme événement déclencheur d’un accident mais qu’OPG ne l’a pas appliquée, de sorte qu’on ne sait quelle est la part des incendies dans la probabilité que le cœur du réacteur de Pickering A subisse de graves dommages.

L’étude de 1995 a été menée en fonction d’une centrale théorique (du dimensionnement) et non pour la centrale Pickering A réelle. Les nombreuses et importantes lacunes dans l'exploitation qui ont été constatées en 1997 dans le rapport d’évaluation indépendante et intégrée du rendement (EIIR) ne sont pas prises en compte dans l’EPR pour Pickering A telle qu’elle se présente actuellement.

M. Thompson s’est également montré critique au sujet des conclusions auxquelles en est arrivée l’EPR pour Pickering A en ce qui regarde la très faible probabilité de rejets importants de matières radioactives dans l’atmosphère à la suite d’un accident endommageant gravement le cœur. Il écrit :

« L’étude PARA a calculé que la probabilité d'un rejet important (grave) de substances radioactives par Pickering 'A' dans l'environnement est de 6,3 par 1 milliard d'années-réacteurs. Cette faible probabilité n'est pas crédible. Il est probable que la probabilité réelle d'un tel rejet serait supérieure à 1 par 100 000 années, ce qui dépasse les propres limites de probabilité d’OPG. Des études additionnelles s'imposent afin de calculer cette probabilité. »

L’EPR pour Pickering A retient comme hypothèse que l’enceinte de confinement est suffisamment robuste pour demeurer intacte au moment d’un accident endommageant le coeur du réacteur, quel qu’en soit ou presque le niveau de gravité. M. Thompson souligne qu’une explosion d’hydrogène pourrait éventuellement créer une importante brèche dans l’enceinte de confinement au début d’une séquence d’accidents. Il rappelle également qu’il y a un important volume de zirconium dans le cœur d’un réacteur CANDU. Au moment d’un accident causant de graves dommages au cœur, le zirconium réagirait avec la vapeur pour produire d’importantes quantités d'hydrogène. L’augmentation de la pression qui en résulterait pourrait rapidement créer une brèche dans l’enceinte de confinement à Pickering. Il conclut que cette possibilité non négligeable a une influence majeure sur le profil de risque des réacteurs à Pickering A et devrait faire l'objet d'une analyse plus rigoureuse que celle faite dans l’EPR. EACL a plus récemment mis au point une nouvelle technologie destinée à résoudre le problème de l’accumulation d’hydrogène et, si elle est mise en application à Pickering A, l’analyse de ses effets sur le profil de risque devra faire partie de toute nouvelle EPR.

Les éventuels accidents touchant plusieurs réacteurs sont un autre aspect du risque dont l’EPR pour Pickering A ne tient pas compte. L’un des résultats possibles d’un tel accident multi-réacteurs est le déclenchement d’un incendie, un type d’événement exclu de l’étude. Certains systèmes de sécurité, dont la conduite de décompression et le bâtiment de confinement sous vide, sont communs aux huit réacteurs de Pickering A et Pickering B. Ces ouvrages sont conçus pour absorber la surpression découlant d’un grave accident survenant dans un seul réacteur à n’importe quel moment. Un accident multi-réacteurs « menacerait l’intégrité du système de confinement. »

Ainsi que nous l’avons déjà mentionné, l’EPR pour Pickering A a été effectuée en ne tenant compte que d’événements déclencheurs internes. Des études menées aux États-Unis ont montré que si on fait une EPR de troisième niveau, englobant les événements déclencheurs externes, les incendies et les secousses sismiques accroissent la probabilité de dommages graves au cœur dans une proportion similaire à celle attribuable à des événements déclencheurs internes. Cette conclusion fait ressortir l’importance d’effectuer une EPR complète pour Pickering A, de troisième niveau, en la faisant porter tout aussi bien sur les événements déclencheurs externes que sur les événements déclencheurs internes.

Recommandation 5 :

Le Comité recommande que la CCSN exige d’OPG qu’elle fasse une évaluation probabiliste des risques qui soit globale et de troisième niveau pour Pickering A.

Problèmes de santé publique

La sûreté nucléaire et ses répercussions sur la santé publique ont été mentionnées à maintes reprises durant cette étude. L’exposé des représentants du service de santé de la CCEA (CCSN) débutait par une question pertinente : Pourquoi l’incidence du cancer dans les environs des installations nucléaires est-elle au centre des préoccupations même si les preuves évaluées par les principales organisations scientifiques ne permettent pas de prédire de tels effets? Il est vrai que certaines personnes s’inquiètent fréquemment des effets du rayonnement sur leur santé. D’après les témoignages que le Comité a entendus, cela n’a rien d’étonnant puisque le rayonnement ionisant est un cancérogène connu. Si nous connaissons les effets de doses relativement élevées de rayonnement sur la santé grâce aux survivants japonais de la bombe atomique, nous comprenons beaucoup moins les effets de doses très faibles de rayonnement ionisant.

Selon les témoignages présentés au Comité, il est important de comprendre que le rayonnement existe sous diverses formes et provient de différentes sources qui ne sont pas toutes anthropiques. Le rayonnement est partout. Chaque jour, nous sommes exposés au rayonnement cosmique provenant de l’espace et au rayonnement terrestre provenant des roches et du sol. D’après la CCEA, pour une personne qui habiterait à la limite d’une centrale nucléaire 24 heures par jour et qui consommerait l’eau et les produits locaux, 1 % du rayonnement quotidien qu’elle reçoit proviendrait de son exposition à la centrale. Les 99 % restants proviendraient du rayonnement naturel. Cela expliquerait pourquoi il est si difficile de déterminer les effets sur la santé de l’exposition au rayonnement provenant uniquement d’une centrale nucléaire.

Pourquoi donc les gens sont-ils si inquiets? Au cours des années 80, on a entrepris une série d’études portant sur l’incidence du cancer chez les personnes habitant près d’installations nucléaires, et leurs résultats sont venus alimenter les craintes du public. Ainsi, une étude menée au Royaume-Uni en 1983 a révélé une incidence de la leucémie infantile plus élevée que prévu au sein de la population habitant près de l’usine de retraitement de combustible usé de Sellafield. De même, en 1991, la CCEA a mené une étude pour comparer l’incidence de la leucémie infantile au sein de la population de l’Ontario et au sein des communautés habitant près de centrales nucléaires. Ces résultats ont démontré une incidence plus élevée que la moyenne à Pickering et à Ajax. Ces résultats ont inquiété encore davantage le public, mais les épidémiologistes de la CCEA ont déclaré au Comité que des concentrations de cas de cancer similaires ont aussi été découvertes dans des régions où il n’y a pas d’installations nucléaires. La CCEA a conclu qu’il n’existait aucune preuve statistique permettant d’attribuer la différence à autre chose que la variation naturelle de l’incidence de la maladie.

Dans une lettre transmise au Comité, le D^r Philippe Duport, directeur du Centre international de recherche sur les faibles doses de radiation de l’Université d’Ottawa, a expliqué que des études sur les mammifères ont révélé à la fois une diminution et une augmentation de l’incidence du cancer à la suite d’une exposition à de faibles doses de rayonnement ionisant pendant de longues périodes de temps. Les études menées chez l’homme ne donnent pas non plus de résultats probants quant aux dommages causés par le rayonnement à ces doses. Le D^r Duport a suggéré d’examiner simultanément l’exposition à de faibles doses de rayonnement ionisant et d’autres facteurs comme l’instabilité inhérente de l’ADN. Il a déclaré qu’il n’existe pas de relation linéaire simple entre de faibles doses de rayonnement et le risque d’être atteint d’un cancer.

Malgré ces conclusions, les effets du rayonnement des centrales nucléaires sur la santé demeure une source d’inquiétudes pour certains résidents de la région de Durham, en Ontario. Environ 185 000 résidents de cette région habitent à moins de 10 kilomètres des centrales nucléaires de Pickering ou de Darlington. Depuis 1983, la région surveille les effets des centrales nucléaires sur la santé par le truchement du programme Radiation and Health in Durham Region. La région s’est servi de données courantes sur la santé pour publier en 1983, 1985 et 1988 un recueil de statistiques sur la santé de la population des régions adjacentes aux centrales, de plusieurs agglomérations avoisinantes et de l’ensemble de l’Ontario. Un nouveau recueil est prévu pour 2001. Ses auteurs se sont surtout penchés sur des statistiques précises sur la santé comme certains types de cancer et d’anomalies congénitales liés au rayonnement ionisant.

Les représentants de la région de Durham se sont présentés devant le Comité pour expliquer le contenu de leur rapport de 1996 intitulé Radiation and Health in Durham Region, dans lequel ils résumaient les résultats de leurs dépouillements et de toutes les études disponibles sur la question. Ils ont conclu que les indicateurs de la santé observés ne montraient aucune tendance constante laissant supposer que le rayonnement des centrales nucléaires avoisinantes nuit à la santé des résidents de Durham. Ils ont cependant ajouté que les résultats des études suscitent des questions et qu’il faudrait étudier davantage les incidences de la leucémie, du cancer thyroïdien, du myélome multiple, du cancer de la prostate et du syndrome de Down. Comme il est mentionné plus haut, on analyse actuellement les données postérieures à 1991, et le prochain rapport est prévu pour 2001.

Même si les études antérieures semblent indiquer que les centrales nucléaires n’ont pas d’effets nocifs sur la santé des résidents locaux, la CCSN continue d’étudier la question. Les résultats de l’une des plus récentes études ont ainsi été publiés en août 2000. Elle avait en effet demandé à Santé Canada d’étudier l’incidence du cancer dans les environs de Port Hope (ancien emplacement d’une usine de fabrication de combustible d’Eldorado nucléaire). Les chercheurs ont dépouillé les données du registre de l’Ontario sur le cancer et comparé l’incidence de certains types de cancer dans la région de Port Hope et dans le reste de la province. Ils ont découvert des incidences statistiquement élevées de certaines formes de cancer, mais ces différences pourraient être attribuées aux fluctuations normales du nombre de cas de maladies rares, ainsi qu’à la présence d’une gamme de substances cancérogènes dans la région, mais à des taux qui ne devraient pas causer le cancer. Dans l’ensemble, l’incidence se compare à celle du reste de la province. La CCSN a adopté une attitude proactive à l’égard de ces résultats et a proposé de créer un groupe officiel chargé des études sur la santé, pour représenter les intérêts de la collectivité, évaluer les résultats des études, en collaboration avec les scientifiques, et recommander les mesures de suivi nécessaires.

Les représentants de la CCSN ont aussi déclaré au Comité que leur organisme établirait un programme permanent de surveillance du cancer en collaboration avec Santé Canada et le Laboratoire de lutte contre la maladie. Les chercheurs vont surveiller l’incidence du cancer dans les environs de toutes les installations nucléaires au Canada, notamment les réacteurs de recherche, les mines d’uranium, les installations de raffinage et de conversion d’uranium, et les centrales nucléaires. Cette approche constitue une mesure préventive pour dissiper les préoccupations de la population et déceler toute contradiction avec les preuves actuelles voulant qu’il n’y ait pas de relation de cause à effet entre les faibles doses de rayonnement ionisant des installations nucléaires et l’incidence du taux de cancer. Irene Kock, du groupe Durham Nuclear Awareness, a souligné la nécessité de concevoir ce programme de manière à pouvoir vérifier précisément s’il existe une relation de cause à effet entre l’exposition et l’incidence du cancer. Elle a ajouté qu’elle souhaitait que le public participe à la conception du programme.

Le projet pilote pour la nouvelle étude sera mené dans la région voisine de la centrale de Pickering pour déterminer la meilleure approche, et la CCSN a assuré le Comité que les intervenants clés de la collectivité (Durham Region Health Unit) seront consultés pour sa conception. L’étude devrait s’échelonner sur une période de trois ou quatre ans.

Mais les scientifiques ne sont pas tous d’accord avec la CCSN lorsqu’elle affirme que les études n’indiquent pas de relation de cause à effet entre les faibles taux de rayonnement ionisant et la maladie. Dans des travaux présentés au Comité par le groupe Durham Nuclear Awareness, le professeur émérite David G. Hoel, de la Medical University of South Carolina, affirme que l’étude de la CCEA sur la leucémie infantile ne suit pas les bonnes méthodes statistiques pour analyser les données épidémiologiques sur le cancer causé par le rayonnement. Il ajoute que si les données sont étudiées comme il se doit, les résultats démontrent un taux de leucémie supérieur statistiquement significatif. Il souligne aussi que la CCEA avait obtenu deux opinions d’expert sur cette nouvelle analyse, une qui l’appuyait, l’autre qui la rejetait.

D^re Rosalie Bertrell, de l’International Institute of Concern for Public Health, a déclaré au Comité que les effets du rayonnement à faible dose sont très complexes. Elle a expliqué que dans le cas du rayonnement ionisant, il n’existe pas de relation linéaire entre l’augmentation des doses et l’augmentation des dommages. On atteint un plateau où le processus de réparation se poursuit toujours. Le cancer peut se développer au-delà de ce plateau, mais avant qu’il y ait assez de dommages pour tuer la cellule. D^re Bertrell est d’avis que certains chercheurs n’examinent que la période où il y a plateau et déclarent que le rayonnement ionisant ne cause pas le cancer.

D^re Bertell a également critiqué la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) qui établit les normes d’exposition au rayonnement. Elle a déclaré au Comité qu’il s’agit d’un groupe fermé de physiciens et de radiologistes qui s’autoperpétue et qui ne fait pas appel aux compétences des épidémiologistes et des oncologues. D^r Philippe Duport a contesté cette allégation dans la lettre qu’il a envoyée au Comité et qui a déjà été mentionnée.

D^re Bertell n’est pas non plus d’accord avec la façon dont les normes de la CIPR sont exprimées. Au lieu de représenter un niveau sous lequel on estime qu’une exposition au rayonnement est sûre, les normes de la CIPR indiquent un niveau au-dessous duquel les avantages, par exemple de radiographies diagnostiques, l'emportent sur les risques.

Les représentants de la CCSN ont aussi déclaré au Comité que les normes canadiennes d’exposition générale et professionnelle au rayonnement sont fondées sur les normes recommandées par la CIPR, et qu’on adopte maintenant les normes de 1992 dans la réglementation canadienne. Il semble déraisonnable d’avoir attendu presque dix ans pour adopter les normes les « plus récentes », ce qui amène la recommandation suivante :

Recommandation 6 :

Le Comité recommande que la CCSN ou une autre autorité responsable prenne les mesures nécessaires pour accélérer l’adoption des normes les plus récentes de la Commission internationale de protection radiologique "CIPR" au Canada.

Une culture axée sur la sûreté

Au cours des trois dernières années, en réaction aux critiques formulées dans le rapport d’EIIR, Ontario Hydro (remplacée par OPG) a tenté d’inculquer une culture axée sur la sûreté dans ses installations nucléaires. Une culture axée sur la sûreté est une attitude mentale ancrée – une attitude qui amène tous les travailleurs et tous les membres de l’équipe de gestion à placer la sûreté au premier rang de leur ordre de priorités dans toutes leurs actions et toutes leurs décisions. Sans une telle culture fortement intégrée, le fonctionnement des installations nucléaires ne peut être tout à fait sûr. Un témoin a souligné que la CCSN a accepté d’établir ce lien entre la culture d’entreprise et la sûreté. Il a fait remarquer que

« L'autorité de réglementation […] vient de découvrir, il y a quelques années, que la culture de l'organisation, la façon dont elle conçoit son rôle, est le facteur clé en matière de sécurité dans l'exploitation des centrales nucléaires. »

Les observations du rapport d’EIIR sur les centrales nucléaires d’Ontario Hydro sont fortement critiques de pratiquement tous les aspects de la gestion et de la performance opérationnelle, tout particulièrement en ce qui a trait à l’affaiblissement graduel d’une culture fortement axée sur la sûreté ou à l’absence d’une telle culture. Bon nombre des lacunes qui ont été constatées « … constituent en fait des dérogations par rapport au concept de ‘défense en profondeur’ qui est la pierre angulaire de l’industrie nucléaire. Ces dérogations entraînent un effritement inacceptable de la marge de sécurité offerte au public et aux employés ». Le rapport d’EIIR fait ensuite remarquer que « la direction ne fixe pas de normes élevées pour elle-même, pas plus qu’elle n’exige le meilleur de la part des autres services, et le personnel n’a pas intégré une culture axée sur la sûreté adéquate dans ses activités normales ». Le rapport conclut plutôt qu’Ontario Hydro a adopté une « culture principalement axée sur la production ».

Les auteurs de l’EIIR ont fait remarquer qu’« il y a de sérieux problèmes de culture organisationnelle auxquels il faudra s’attaquer » et ont observé certains comportements qui viennent appuyer cette évaluation sévère.

« Prendre chemin le plus court est acceptable, mais faire des vagues ne l’est pas. Ceux qui ont fait des vagues ont été congédiés ou renvoyés à des tâches secondaires. Le messager porteur de mauvaises nouvelles se voit chargé de régler le problème. Il importe davantage de faire le travail que de prêter attention aux détails. Le non-respect des engagements tient lieu de norme. Une seule personne ne peut rien changer. »

Les membres du Comité ont interrogé l’équipe de direction d’OPG au sujet de ces critiques et des mesures qui ont été prises pour corriger la situation. Les cadres supérieurs d’OPG ont admis qu’il y avait eu des difficultés dans le passé et ont fait part d’une série de changements apportés au cadre organisationnel de la société qui devraient, espèrent-ils, permettre de les résoudre.

La nouvelle approche consiste à s’assurer que les fonctions, les responsabilités et les pouvoirs sont clairement définis et que les activités s’appuient sur des politiques, des attentes et de façons de procéder nettement définies également. On favorise aussi une surveillance étroite de la part des gestionnaires et une incitation à l’autocritique, à l’adoption d’une attitude de remise en question. OPG a en outre établi de nouveaux objectifs en matière de gestion et de leadership : une orientation claire et cohérente, une place prépondérante à la sécurité dans l’ordre des priorités, une communication bidirectionnelle réelle et la promotion d’une attitude de remise en question.

En outre, on fait prendre conscience à tout le personnel de l’importance d’acquérir une culture axée sur la sûreté. Le message comprend les éléments suivants :

La sûreté nucléaire est la toute première des priorités;
Il faut prêter attention au cœur du réacteur;
Les décisions et les actions doivent toutes se fonder sur le maintien de la sûreté nucléaire;
Il faut adopter une attitude de questionnement, maintenir des communications bidirectionnelles;
Il faut adopter une démarche rigoureuse et prudente;
Le personnel doit être formé et qualifié pour exécuter les tâches qui lui sont confiées;
Il faut constamment apporter des améliorations, avoir un sens de l’autocritique;
On doit tirer des leçons de l’expérience.

De quelle façon peut-on savoir si les objectifs définis par OPG sont réellement mis en application? En mesurant les progrès réalisés par OPG depuis1997, l’Association mondiale des exploitants de centrales nucléaires (WANO) a fourni quelques éléments de réponse. Le Comité a visité le siège social de la WANO, à Atlanta, où l’organisme mis sur pied par des entreprises de services publics offre un forum au sein duquel les exploitants peuvent de façon confidentielle faire part de leurs expériences respectives, y compris en ce qui regarde les problèmes qui se sont posés, la façon dont ils ont été résolus, les méthodes qui se sont révélées fructueuses et celles qui n’ont pas donné les résultats voulus. La WANO offre également des évaluations détaillées par les pairs et fait des recommandations visant à améliorer le fonctionnement des centrales. L’organisme a également mis au point une série d’indicateurs de performance à partir desquels les exploitations nucléaires de toutes les entreprises de service public membres sont classées. Huit des onze indicateurs ont trait à la sécurité.

En ce regarde les classements attribués par la WANO aux centrales d’OPG en service (ce qui n’inclut pas Pickering A) les représentants d’OPG ont dit au Comité que :

« Chacun de ces huit indicateurs montre que la sécurité s'est beaucoup améliorée au cours des deux dernières années, ou qu'elle s'est maintenue…. Nous obtenons la note maximale pour cinq des huit indicateurs de la sécurité. »

Le président-directeur général d’Ontario Power Generation a également dit ce qui suit au Comité :

« Je vais vous donner une idée des progrès que nous avons réalisés. L'indice de notre rendement nucléaire global, qui combine les 11 indicateurs, est passé de 58 %, ou 58 points sur 100, à la fin de 1997, à 83 % à la fin du deuxième trimestre de la présente année. Ce sont évidemment des progrès intéressants, mais nous avons encore beaucoup à faire…. Nous nous comparons à l'industrie nucléaire nord-américaine. La norme de cette industrie est constamment à la hausse. Actuellement, aux États-Unis, l'indice de rendement des centrales nucléaires américaines est, en moyenne, d'un peu plus de 90 %. Le nôtre est de 83 %, par rapport à un peu plus de 90 % ».

Il est impossible d’obtenir une évaluation indépendante des classements de la WANO puisque tous ses rapports demeurent confidentiels. Le commissaire à l'information et à la protection de la vie privée de l’Ontario a statué qu’OPG doit transmettre certains documents antérieurs de la WANO aux personnes du grand public qui en font la demande, mais la WANO a contesté cette décision devant les tribunaux. À Atlanta, on a dit aux membres du Comité que sans l’assurance d’une confidentialité totale, il serait impossible d’amener tous les exploitants de centrales nucléaires du monde à adhérer à l’organisme. La WANO est maintenant la seule organisation internationale qui participe aux programmes d’inspection, d’évaluation et d’amélioration de pays tels que l’Inde et le Pakistan par exemple. L’adhésion à la WANO est la seule façon pour eux d’obtenir des conseils et de l’aide en matière de sécurité.

Des représentants de la Power Workers Union, qui regroupe la majorité des employés des centrales nucléaires, ont également déclaré qu’une attention renouvelée était portée à la mise en valeur d’une culture axée sur la sûreté. Ils ont fait remarquer que depuis la mise en œuvre du programme d’amélioration du rendement dans les centrales nucléaires en 1997-1998, ils ont modifié leur attitude à l’égard des questions ouvrières-patronales. Ils ont dit au Comité qu’ils cherchaient des moyens visant à « améliorer les choses et accroître la collaboration entre nous ». Le meilleur exemple de ce nouvel esprit de collaboration est l’entente de partenariat que le syndicat a signé avec la Society of Energy Professionals de l’Ontario et la direction d’OPG. Les représentants du syndicat ont dit ce qui suit :

« Il s'agit d'une entente de partenariat visant à prévoir par écrit les principes régissant les nouveaux rapports qui existent entre le PWU, la Society of Energy Professionals et la société. Le PWU a signé cet accord parce que nous sommes convaincus que toutes les parties avaient l'intention d'atteindre ces objectifs et voulaient saisir l'occasion de réorganisation qui se présentait dans l'industrie de l'électricité de l'Ontario pour instaurer, dans la nouvelle compagnie, une culture fondée sur ces valeurs. Nous ne l'aurions pas signé si nous ne nous étions pas sentis en mesure de faire appliquer équitablement l'intention et l'esprit de l'accord. Nous mentionnons cet accord de partenariat parce que nous estimons qu'il est essentiel pour atteindre notre double objectif de sûreté et de performance d'exploitation. »

Il semble bien qu’OPG a parcouru un bout de chemin vers l’établissement d’une culture axée sur la sûreté dans ses centrales nucléaires, mais il est également évident que les efforts doivent de poursuivre si cet objectif d’une importance vitale doit être atteint.

Le programme de vérification de l’aptitude à exercer ses fonctions est un autre aspect d’une culture axée sur la sûreté qui a été analysé lors de l’étude du Comité. Il consisterait à faire un dépistage de la consommation de drogues ou d’alcool afin de déterminer si les personnes qui travaillent en des endroits sensibles des centrales sont en mesure d’exercer leurs fonctions. Des preuves d’une telle consommation à la centrale de Pickering ont été dévoilées au public en 1996 après qu’un groupe de citoyens, recourant à la Loi sur l’accès à l’information et la protection de la vie privée de l’Ontario, eut obtenu des rapports sur cinq incidents signalés à la CCEA montrant que des canettes de bière vides, une bouteille de spiritueux, un attirail pour la consommation de drogues et de la marijuana avaient été trouvés à l’intérieur de la centrale. Il n’existait alors et il n’existe toujours aucun programme de dépistage obligatoire dans les centrales nucléaires canadiennes.

Des représentants de la Power Workers Union ont dit au Comité que

« … le syndicat est favorable à un dépistage de la consommation de drogues et d’alcool qui se conforme aux lois applicables en la matière, c’est-à-dire qui assure aux employés une protection de leur vie privée et un respect de leurs droits humains (comme en ont tous les citoyens) et qui fasse partie d’un programme plus vaste de traitement axé sur la résolution des problèmes réels qui se posent en milieu de travail. Il ne peut légalement appuyer une politique quelconque qui violerait les lois en vigueur sur la protection des droits de la personne ».

Le syndicat a fait mention d’une décision récente de la Cour d’appel de l’Ontario dans laquelle le tribunal énonce les interdictions de dépistage de drogues sur le lieu de travail découlant des lois sur les droits de la personne.

« Dans l’affaire Entrop c. Imperial Oil, la Cour d’appel a statué que tant les tests de dépistage de drogues préembauche que les tests de dépistage au hasard des employés constituent une violation du Code des droits de la personne de l’Ontario, qui à cet égard ne diffère pas de la Loi canadienne sur les droits de la personne. »

La Cour a soutenu que les tests de dépistage de consommation de drogues ne mesurent pas nécessairement une déficience sur le moment puisqu’ils peuvent aussi détecter une consommation antérieure, tandis que les tests de dépistage de consommation d’alcool pourraient être autorisés si un test positif n’entraînait pas un congédiement automatique et si de l’aide était par la suite offerte aux personnes souffrant de dépendance en la matière. Il semble bien qu’en dépit de l’importance des tests visant à déterminer la capacité d’une personne d’exercer ses fonctions les lois actuelles limitent considérablement les mesures qui peuvent être prises.

Recommandation 7 :

Le Comité recommande qu’au nom de la sécurité du public le le gouvernement de l’Ontario et gouvernement fédéral examinent la possibilité d’apporter aux lois sur les droits de la personne des modifications qui permettraient de soumettre à des tests de dépistage de la consommation d’alcool et de drogues les personnes qui travaillent dans des domaines où la sécurité du public est en jeu. En attendant, le Comité recommande que les représentants syndicaux et patronaux à OPG donne la priorité à la création d’un programme de dépistage de la consommation d’alcool et de drogues qui ne contrevienne pas aux lois en vigueur.

LOIS FÉDÉRALES: LA LOI SUR LA RESPONSABILITÉ NUCLÉAIRE

La Loi sur la responsabilité nucléaire, qui est entrée en vigueur en 1976, impute la responsabilité des dommages nucléaires à l’exploitant des installations nucléaires. Le niveau de couverture requis en vertu des dispositions de la Loi est de 75 millions de dollars. La Loi prévoit également la création d’une Commission des réparations des dommages nucléaires chargée d’examiner les demandes d’indemnisation dans les cas ou le gouvernement fédéral en viendrait à la conclusion que les dommages totaux découlant d’un accident nucléaire quelconque vont vraisemblablement être supérieurs à 75 millions de dollars. On s’attend à ce que ce soit le gouvernement qui verse les indemnités réclamées. Bien que les entreprises de service public aient payé des primes depuis 25 ans, aucun assureur n’a effectué un paiement pour des dommages.

La couverture de 75 millions de dollars exigée aux termes de la Loi sur la responsabilité nucléaire, selon ce qu’a entendu le Comité, est terriblement inadéquate en regard des normes internationales. Des hauts fonctionnaires de Ressources naturelles Canada ont dit au Comité qu’en tenant compte de l’inflation, 250 millions de dollars courants constitueraient un montant équivalent à ce que prévoyait la loi au moment où elle a été adoptée et que pour répondre à la norme internationale il faudrait porter cette somme à environ 650 millions de dollars canadiens.

Des représentants de la Nuclear Insurance Association of Canada ont signalé qu’au Royaume-Uni et aux États-Unis (pour des centrales déterminées) la limite est d’environ 300 millions de dollars (canadiens). Aux termes de la Convention de Paris, dont la plupart des gouvernements européens sont signataires, la limite recommandée est de 600 millions de dollars. Le Comité a demandé pourquoi le Canada accuse un retard aussi prononcé alors qu’au cours des délibérations du comité parlementaire précédant l’adoption de la Loi, en 1976, il avait été recommandé que la Loi soit révisée tous les cinq ans. Vingt-cinq ans plus tard, elle n’a pas encore été mise à jour.

Des fonctionnaires de ressources naturelles Canada ont relaté les événements entourant la révision de la Loi sur la responsabilité nucléaire. Celle-ci a été adoptée en 1970 mais n’a été promulguée qu’en 1976, après la conclusion d’une entente avec un groupe maintenant connu sous le nom de Nuclear Insurance Association of Canada (NIAC) au sujet de la couverture de la responsabilité. Six ans après la promulgation de la Loi, en 1982, la Commission de contrôle de l’énergie atomique (CCEA) a chargé un groupe de travail interministériel de faire la révision recommandée. En 1984, le groupe de travail a présenté un document de travail pour obtenir des avis du public. En 1990, des recommandations ont été transmises au ministre de l'Énergie, des Mines et des Ressources. Cependant, en 1987, l’organisme Enquête énergétique, la ville de Toronto et Mme Rosalie Bertell ont contesté la constitutionnalité de la Loi, si bien que le gouvernement a mis de côté les plans visant à la modifier. En 1994, la Cour a rendu un jugement favorable au gouvernement. Les demandeurs ont interjeté un appel mais l’ont retiré en 1996 en raison d’un manque de fonds.

En 1995, un nouveau comité d'examen interministériel a amorcé une autre fois l’élaboration de propositions de modification à la Loi, en consultation avec les diverses parties intéressées. Pendant quatre ans, des fonctionnaires ont peaufiné les modifications proposées et les ont de nouveau transmises aux parties intéressées afin d’obtenir leur avis. On a dit au Comité que le processus de révision, qui est axé sur une bonification de l’indemnisation des victimes, une plus grande précision des principales dispositions, une définition plus claire des responsabilités fédérales et une amélioration des aspects techniques est presque terminé. Toutefois, les témoins de Ressources naturelles Canada ont été incapables de dire au Comité à quel moment la Loi devant modifier la Loi sur la responsabilité nucléaire pourrait être présentée. Ils ont dit qu’ils espéraient « soumettre des propositions au ministre avant la fin de l'été ». (Les récentes élections fédérales ont entraîné un délai supplémentaire dans le processus. Puis, en février 2001, le Ministre a reçu les recommandations visant à modifier la Loi. Sa décision est toujours attendue.) Le Comité est consterné de cette lenteur à agir.

Recommandation 8 :

Le Comité recommande que le gouvernement procède immédiatement à la modification de la Loi sur la responsabilité nucléaire et qu'il maintienne et augmente la protection garantie par l'assurance que doit détenir l'exploitant, du montant actuel de 75 millions de dollars au montant recommandé dans les Conventions de Paris et Vienne et se situant "à plus de 600 millions de dollars".

PICKERING A ET LE PROCESSUS FÉDÉRAL D'ÉVALUATION ENVIRONNEMENTALE

Contexte
Quel est le genre d’évaluation qui convient à la situation?
Déroulement du processus d’évaluation

Le Comité a entendu des opinions très fermes et dans plusieurs cas contradictoires au sujet de la validité de l’évaluation environnementale fédérale de la remise en service de Pickering A qui a récemment pris fin. Alors que les dirigeants d’OPG ont soutenu que l’examen a été plus poussé que ne l’exigeait la loi pour une remise en service, des groupes de citoyens, des conseils municipaux et d’autres ont soutenu que le processus a souffert de graves lacunes.

Les principales critiques ont porté sur les aspects suivants :
l’évaluation n’a comporté aucune analyse d’un éventuel accident grave pouvant survenir à Pickering A ou des conséquences d’un tel accident à l’extérieur du site de la centrale;
les solutions de rechange pour répondre à la demande d’électricité n’ont pas été étudiées;
aucun examen indépendant et complet par une commission n’a été ordonné;
la CCSN n’a que médiocrement satisfait aux obligations que lui confère la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale.

Il se trouve que l’évaluation environnementale faite pour Pickering A constituait un test sur le genre d’examen des questions environnementales qui peut ou devrait être mené lorsque des réacteurs sont arrêtés pendant une longue période et que des modifications majeures y sont apportées.

Contexte

En vertu de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires, la Commission canadienne de sûreté nucléaire émet tous les permis d’exploitation de réacteurs nucléaires au Canada et, à l’instar d’autres organismes fédéraux, la Commission doit se conformer à la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale lorsque la délivrance d’un permis exige une telle évaluation. Avant d’examiner une demande de permis, la Commission doit déterminer si les installations nucléaires sont susceptibles d’avoir des effets environnementaux négatifs importants et établir un plan d’action approprié à la situation.

Jusqu’à récemment, aucune centrale nucléaire n’avait fait l’objet d’une évaluation environnementale fédérale. Certains aspects de l’industrie ont été évalués et des projets réalisés dans certaines centrales ont été examinés. Aucune centrale dans son ensemble n’avait cependant été soumise à un processus d’examen. Tous les permis actuellement détenus ont été accordés pour la première fois avant 1995, soit l’année où la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale est entrée en vigueur. Bien que le Cabinet fédéral ait établi les lignes directrices visant le Processus d’évaluation et d’examen en matière d’environnement (PEEE) en 1984, soit avant la mise en service de bon nombre de réacteurs de centrales nucléaires canadiennes, le décret du Cabinet n’a pas été appliqué à ces réacteurs. Il n’était pas jugé obligatoire de les soumettre à un tel processus jusqu’à ce que cette exemption soit contestée devant les tribunaux. Des commissions établies en vertu des lignes directrices sur le PEEE ont mené des examens sur le concept d’évacuation en profondeur des déchets de combustible nucléaire, sur des projets d'exploitation de mines d'uranium dans le nord de la Saskatchewan et sur les sites de stockage de résidus d’extraction d’uranium d’Elliot Lake.

Au début de 1999, Ontario Power Generation a fait part de son intention de remettre les quatre réacteurs de Pickering A en service. En juillet de la même année, le personnel de la CCSN a déterminé que la remise en service proposée des réacteurs exigeait une évaluation environnementale et a amorcé un examen préalable du projet – le plus bas des trois niveaux d’évaluation environnementale aux termes de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale. Les municipalités de Toronto et de Pickering ainsi que de nombreux groupes de défense de l’intérêt public ont exprimé l’avis qu’un examen préalable du projet ne convenait pas à la situation. Ils ont demandé qu’il y ait une évaluation complète par une commission d’examen – le processus d’évaluation environnementale le plus ouvert, le plus exhaustif et le plus long prévu dans la Loi.

À n’importe quel moment au cours du processus, la CCSN avait le pouvoir de demander au ministre de l’Environnement de renvoyer le projet à une commission d’examen ou à un médiateur. Elle a choisi de ne pas le faire. Le 5 septembre 2000, des membres du personnel d’état-major de la CCSN ont fait savoir aux membres de la Commission que leur analyse du Rapport d’examen environnemental préalable les avait amenés à conclure que la remise en service des réacteurs n’était pas susceptible d’avoir des effets environnementaux négatifs importants. Ils ont recommandé que la Commission évalue le demande de remise en service des réacteurs d’Ontario Power Generation selon les dispositions de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Le 16 février 2001, les membres de la Commission ont accepté cette recommandation.

L’autorité fédérale n’était cependant nullement épuisée dans ce processus. Le ministre de l’Environnement aurait pu exercer son pouvoir de renvoi du projet à un médiateur ou à une commission d’examen. La CCSN devait encore décider si un permis d’exploitation de Pickering A devait être accordé. Le personnel de la Commission percevait le processus de délivrance d’un permis et de vérification de la conformité comme un moyen de s’assurer que le suivi requis à l’évaluation environnementale serait appliqué. (Depuis que le Comité a terminé ses audiences, la CCSN a tenu des audiences sur l’octroi d’un permis les 18 janvier et 8 mars 2001. Le 30 mars, il annonçait sa décision finale d’octroyer pour Pickering A un permis d’exploitation d’une durée de deux ans se terminant le 31 mars 2003.)

Quel est le genre d’évaluation qui convient à la situation?

La Loi canadienne sur l’évaluation environnementale est entrée en vigueur en janvier 1995 après cinq ans de consultations publiques, y compris deux ans d’études minutieuses par le Parlement. La nouvelle loi ne prévoit toutefois pas les situations telles que celle qui s’est produite dans le cas des centrales nucléaires d’Ontario Hydro. La loi établit que certains projets sont susceptibles d’avoir des effets environnementaux négatifs importants et les règlements pris en vertu de la Loi dressent une liste de ces types de projets qui exigent une étude approfondie.

Dans le domaine nucléaire, le règlement mentionne huit types de projets dans les secteur de l’extraction d’uranium, de la production d’électricité, du stockage de combustible épuisé et de l’élimination de substances irradiées. Des projets de construction, d’agrandissement, de mise hors service ou d’abandon touchant des douzaines d’installations au Canada ont été désignés comme devant faire l’objet d’une étude approfondie. La liste d’étude approfondie n’inclut pas l’arrêt d’un réacteur de centrale nucléaire alors que du combustible demeure en place, pas plus qu’elle ne mentionne la remise en état et la remise en service proposées d’une centrale nucléaire, comme dans le cas de la modification et de la remise en service au coût de 1 milliard de dollars de Pickering A.

Une étude approfondie exige, en sus d’un examen environnemental, un examen des solutions de rechange viables sur les plans technique et économique. En outre, lorsqu’une étude approfondie est effectuée, c’est le ministre de l’Environnement plutôt que la Commission canadienne de sûreté nucléaire qui doit décider si le projet peut aller de l’avant.

Au cours des dernières années, des études approfondies ont été menées sur des projets tels que la création d’une aire d’entraînement militaire au parachutisme, la construction d’une canalisation d’eau, la construction de routes et l’ouverture de carrières. Pendant ce temps, dans la région de Pickering, des examens environnementaux moins rigoureux ont été menés pour la réparation d’un pont sur un terrain de golf, la reconstruction d’un passage à niveau et la démolition de granges à divers endroits. Étant donné l’importance relative de la remise en état de Pickering A et les conséquences environnementales éventuelles à long terme de l’utilisation de l’énergie nucléaire, le Comité ne peut qu’en arriver à la conclusion que la non-inclusion d’un tel projet sur la liste d’étude approfondie a été une erreur malheureuse.

Recommandation 9 :

Le Comité recommande que le Règlement sur la liste d’étude approfondie adopté en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale soit modifié de façon à inclure dans la liste la remise en service d’un réacteur de centrale nucléaire après un arrêt prolongé ou d’importantes modifications au réacteur ou à la centrale.

Non seulement la liste d’étude approfondie exclut-elle l’arrêt et le remise en service de Pickering A, mais Ontario Power Generation a soutenu que le projet se classait dans les types de projets mentionnés dans la liste d’exclusion d’une évaluation environnementale– des projets dont les effets environnementaux sont insignifiants. L’entreprise de service public a obtenu deux avis juridiques dans ce sens. La Commission de contrôle de l’énergie atomique a exprimé son désaccord.

Ayant établi, en juillet 1999, que le processus fédéral d’évaluation environnementale s’appliquait à la remise en service, le personnel de la CCEA avait à prendre une décision sur le type d’examen qui convenait au projet. L’étude approfondie étant écartée, il restait trois possibilités – un simple examen préalable, un examen qui avait les caractéristiques d’une étude approfondie ou une demande au ministre de l’Environnement de renvoyer l’examen à un médiateur ou une commission d’examen. La Commission a choisi l’examen préalable, jugeant alors que ni les effets environnementaux prédits ni le niveau d’inquiétude du public ne justifiait un renvoi.

Eu égard au dossier bien documenté sur l’inquiétude du public dont il a pu prendre connaissance, le Comité trouve cette décision étonnante. En 1994, le député fédéral, le député provincial et le conseil municipal de la région ont tous demandé un examen indépendant du renouvellement du permis d’exploitation de la centrale de Pickering aux termes des Lignes directrices du processus fédéral d’évaluation et d’examen en matière d’environnement, remplacées ultérieurement par la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale. La ville de Toronto, la ville d’Oshawa et plus de 200 autres intervenants ont également demandé un examen fédéral approfondi, ce que la CCEA a refusé. Trois ans plus tard, au cours des élections municipales de 1997, plus de 17 000 habitants – quelque 87 % des électeurs – ont appuyé un référendum demandant qu’une évaluation environnementale provinciale ait lieu avant le remise en service de Pickering A. Les municipalités d’Ajax et de Whitby, le canton d’Uxbridge et la municipalité régionale de Durham ont également demandé une telle évaluation, ce que le gouvernement de l’Ontario a refusé.

Plus récemment, la décision de la CCEA d’ordonner un examen a fait surgir des demandes d’évaluation complète par une commission d’examen de la part des villes de Pickering et de Toronto ainsi que de Nuclear Awareness Project, un organisme composé de citoyens de la région de Durham dont Pickering fait partie. Une équipe de scientifiques de l’université de Toronto et de l’université McMaster, embauchée par la ville de Pickering et financée par OPG pour examiner le plan d’évaluation, a également recommandé de donner plus d’ampleur à l’examen de façon à ce qu’au minimum il s’approche davantage d’une étude approfondie.

Un porte-parole de Nuclear Awareness Project a dit ce qui suit au Comité :

« Nous avons officiellement demandé que le ministre de l'Environnement renvoie la question à une commission d'examen, et nous avons pour cela de bons motifs. Le premier concerne la procédure suivie et la façon dont l'affaire a été traitée par la CCEA jusqu'à maintenant. Le deuxième concerne la portée étroite de cette étude. »

Sur un plan positif, la CCEA a exigé ce qu’Ontario Power Generation a appelé un examen renforcé. Les dirigeants d’OPG ont dit qu’ils s’étaient engagés, en juillet 1999, à mettre en oeuvre un vaste programme de consultation, à s’attaquer à quelque 160 problèmes qui avaient été dégagés lors d’une consultation précédente auprès de la collectivité et à financer un examen indépendant de rapports par des pairs. La Commission s’est de son côté engagée à tenir une ou deux réunions dans la municipalité de Pickering pour examiner le rapport d’évaluation environnementale. Les engagements ont été pris en juillet mais, selon le personnel de l’organisme fédéral de réglementation, ce n’est que le 10 août 1999 qu’OPG a été officiellement notifiée qu’une évaluation était exigée.

Alors que du point de vue d’OPG ses efforts allaient bien au-delà des exigences de la loi en matière d’examen environnemental, pour certains critiques les négociations privées entre OPG et l’organisme de réglementation étaient inconvenantes et constituaient une raison de plus pour demander que l’examen soit renvoyé à une commission indépendante. Un témoin a dit au Comité :

« Nous en avons conclu que la CCEA ne gère pas correctement l'évaluation environnementale. Nous estimons que la formule de l'examen par une commission indépendante est essentielle si l'on veut obtenir des résultats d'évaluation crédibles. »

L’organisme de réglementation a délégué à Ontario Power Generation une grande partie de l’aspect technique de l’évaluation et de la consultation auprès du public, une pratique courante dans le domaine des évaluations environnementales. La Commission s’est cependant réservé la détermination de la portée de l’examen, cette portée devenant elle-même un objet de controverse. Dans de nombreuses présentations faites à la CCEA, des critiques ont été formulées en raison de la portée de l’examen jugée trop limitée sur les plans géographique et temporel, du fait qu’on n'y examine ni la possibilité qu’il se produise un grave accident nucléaire ni les solutions de rechange possibles au projet.

Déroulement du processus d’évaluation

Le Comité a également entendu des critiques au sujet de la période de 30 jours prévue pour les observations du public, jugée trop courte étant donné l’ampleur du projet et la nécessité de prendre connaissance des données techniques pour être en mesure de faire des observations éclairées. La critique au sujet de la brièveté des périodes prévues pour les observations a refait surface en mai 2000 quand l’organisme de réglementation a distribué la version préliminaire du massif rapport d'examen préalable en fixant cette période à 60 jours. On a dit aux membres du Comité que ce délai de 60 jours plaçait les groupes et les municipalités qui souhaitaient réagir sous une pression énorme.

Le Comité a reçu de la documentation sur les échanges hebdomadaires qui ont eu lieu entre OPG et les dirigeants de la CCEA sur la portée de l’examen, y compris sur la façon de réagir en ce qui touchait certains aspects du projet qui, pour des groupes de défense de l’intérêt public, ne devaient pas être exclus de l’examen. Le Comité a également reçu de la CCEA des documents montrant que des problèmes se sont posés en ce qui regarde la tenue du registre public exigé par la Loi, dont l’absence de certains documents et des délais dans le traitement des demandes. On a également dit aux membres du Comité que la CCEA avait accordé des reports de la date limite à certaines organisations qui en avaient fait la demande mais avait refusé d’en accorder à d’autres.

Lors de la visite du Comité à Pickering, des groupes d’intérêts locaux ont également critiqué le fait que le processus d’examen ne prévoyait pas de financement pour les intervenants. Les groupes voulaient recourir aux services de spécialistes de l’extérieur pour la préparation de leurs présentations – ce qui aurait exigé un financement que la CCEA accorde lorsqu’une commission est chargée d’effectuer un examen complet.

Pour sa part, OPG a dit au Comité que le processus d’évaluation environnementale était plus qu’adéquat.

« Nous avons effectué un examen très exhaustif des impacts environnementaux possibles associés à la remise en service des réacteurs. Nous avons précisé les mesures à prendre pour atténuer les dommages…. La consultation du public a été considérable et, en général, elle a été plus importante que ce qui est exigé par la loi ».

OPG a donné au Comité, dans un document de sept pages, une description détaillée de la consultation menée auprès de son personnel, de hauts fonctionnaires fédéraux et provinciaux et des habitants des collectivités locales au moyen de bulletins, de journées d’accueil, d’expositions et d’un site Web. La société a également donné une description des consultations menées auprès de dirigeants d’établissements de santé et de conseils municipaux locaux, de députés fédéraux et provinciaux et de groupes consultatifs communautaires.

Le président d’OPG a dit ce qui suit :

« Dans le cadre du programme de visites de quartier, les employés de l'Ontario Power Generation se sont portés volontaires pour faire du porte-à-porte dans les quartiers de Pickering et d'Ajax pour discuter du projet de relance de la centrale nucléaire de Pickering A…. En tout, nos employés ont frappé à plus de 16 000 portes dans les localités de Pickering et d'Ajax. Je dois avouer que nous sommes extrêmement satisfaits de l'accueil favorable que nous ont réservé la plupart des propriétaires ».

Le Comité note l’ampleur hors de l’ordinaire du processus de consultation et d’information mené par Ontario Power Generation à l’intérieur des limites géographiques prescrites par la CCEA pour un examen environnemental préalable. De façon évidente, l’entreprise de service publique était prête à consentir un effort considérable au plan local pour expliquer son point de vue sur le projet. Cet effort présente un contraste frappant avec les restrictions imposées par l’organisme fédéral de réglementation sur la portée de l’examen et avec les possibilités offertes pour d’autres observations du public, par des personnes ou des organismes d’ailleurs ou souhaitant présenter des analyses spécialisées de la portée de l’évaluation et du rapport d’examen préalable.

À l’intérieur du cadre limité d’examen qu’il s’est lui-même imposé, le personnel de la CCSN en est arrivé à la conclusion que, compte tenu des mesures d’atténuation appropriées qui devront être prises, la remise en service de Pickering A n’était pas susceptible d’avoir des effets environnementaux négatifs importants. En outre, la Commission a conclu que les inquiétudes du public exprimées avant septembre 2000 ne justifiaient pas que l’affaire soit soumise au ministre de l’Environnement afin qu’il la renvoie à un médiateur ou une commission d’examen.

Les membres du Comité croient que la question de l’inquiétude du public est d’une importance particulière. L’un des membres a avancé l’idée que les citoyens ne veulent pas recevoir plus d’informations par le biais de bulletins et de séances de consultation publique. Ils éprouvent plutôt une terreur à l’égard de l’industrie nucléaire et veulent en savoir davantage sur le risque qu’il se produise un grave accident. Le président d’OPG a répondu ce qui suit :

« Ce que je n'admets pas toutefois, c'est qu'il existe, selon vos termes, une terreur du nucléaire dans ces localités. Nous avons frappé à 16 000 portes au cours des cinq derniers mois et tous ceux qui sont présents à cette table ont joué un rôle dans cette tournée. Je ne comprends pas que des gens puissent être extrêmement polis envers nous et ne nous disent pas ce qu'ils pensent vraiment. Nous leur avons demandé ce qu'ils pensaient, nous leur avons demandé de nous faire part de leurs inquiétudes. Effectivement, il y en a qui sont très inquiets. Nous l'acceptons, mais je ne parlerais pas de terreur généralisée -- c'est tout à fait le contraire. Nous sommes satisfaits des résultats. »

Dans un mémoire présenté à la CCSN, l’organisme Durham Nuclear Awareness cite un sondage d’opinion sur les attitudes du public à l’égard d’OPG qui a révélé que plus de 8 000 familles vivant dans un rayon de 10 kilomètres autour de la centrale déménageraient probablement si Pickering A était remise en marche.

Le Comité a également posé des questions au sujet des critères utilisés pour déterminer si le niveau d’inquiétude du public justifiait le renvoi à une commission d’examen. Un dirigeant a répondu que la Commission tiendrait compte des éléments suivants :

le niveau et la nature de l’inquiétude du public à propos du projet;
le lien entre les sujets d’inquiétude du public et les éventuels effets environnementaux importants ainsi le lien entre ces sujets d’inquiétude et les matières relevant de la compétence fédérale;
toute information scientifique ou technique ayant rapport au projet;
la capacité probable d’une commission d’examen éventuellement désignée de terminer ses travaux et de contribuer à résoudre les problèmes qui sont des sujets d’inquiétude pour le public.

Le Comité aurait eu une plus grande confiance dans toute décision prise exclusivement par la Commission sur le sujet si cette dernière :

avait tenu compte dès le début du niveau d’inquiétude démontré par le public;

avait mené elle-même la consultation auprès du public au lieu de déléguer cette responsabilité à OPG, promotrice du projet;
s’était maintenue davantage à distance d’OPG dans la détermination de la portée du projet;
avait inclu dans l’examen des aspects pour lesquels les organisations ayant fait des observations sur la portée de l’examen avaient demandé une telle inclusion;

avait mieux tenu le registre public à partir duquel le public aurait pu obtenir des informations;

n’avait pas arbitrairement reporté les dates limites pour certaines organisations tout en refusant de le faire pour d’autres.

Étant donné les circonstances, le Comité croit que le ministre de l’Environnement aurait dû accorder une plus grande attention à cette affaire et examiné la possibilité d’exercer le pouvoir que lui conférait la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale de la renvoyer à une commission d’examen en se fondant sur l’inquiétude manifeste du public.

Le Comité note que deux passages du guide fédéral sur la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale sont tout à fait pertinents à cet égard :

« Les autorités responsables ne devraient pas nécessairement s’en remettre à des nombres pour juger de l’ampleur des inquiétudes du public. Même quelques lettres ou quelques appels peuvent exprimer ces inquiétudes, particulièrement s’ils proviennent de gens qui seront directement touchés par le projet. »

Puis :

« … les solutions de rechange au projet sont des façons fonctionnellement différentes d’atteindre les mêmes fins. Par exemple, les solutions de rechange à une centrale nucléaire incluent l’importation d’électricité, la construction de centrales hydroélectriques, la conservation de l’énergie et le recours à des sources d’énergie renouvelables. L’examen des solutions de rechange au projet est à la discrétion des autorités responsables s’il s’agit d’un examen préalable, du Ministre en consultation avec les autorités responsables s’il s’agit d’une étude approfondie, d’une médiation ou d’une commission d’examen. »

Pour éviter que les difficultés qui ont surgi dans l’évaluation environnementale de la remise en service de Pickering A ne se reproduisent dans des situations similaires, le Comité fait la recommandation suivante :

Recommandation 10 :

Le Comité recommande que la CCSN canadienne de sûreté nucléaire veille à ce que le public ait confiance dans le processus fédéral d’évaluation environnementale par les moyens suivants :

mener elle-même le processus de consultation du public au lieu d’en déléguer la responsabilité à un promoteur de projet;

fixer des dates limites plus réalistes et plus équitables pour la présentation d’observations de la part du public en tenant compte du volume des documents à analyser et des connaissances techniques requises pour le faire;

déterminer la portée des évaluations indépendamment de l’avis des promoteurs de ces projets;

améliorer sa tenue du registre public qu’exige la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale;

élaborer des lignes directrices pour que les parties intéressées aient accès à l'aide financière aux intervenants.

CONCLUSION

e Comité aimerait que les ministres concernés répondent le plus tôt possible aux recommandations contenues dans le présent rapport. Il estime que leur mise en œuvre touchera plusieurs aspects importants de la sûreté des réacteurs nucléaires. Dans un an, il reverra la question et examinera ce qui a été fait pour mettre en œuvre les recommandations. Face à l’importance que revêt le nucléaire dans la production d’électricité dans le monde et aux conséquences internationales que pourraient avoir des manquements en matière de sûreté, le Comité entend s’inspirer de la présente étude pour approfondir éventuellement la question de la réglementation internationale de la sûreté des réacteurs nucléaires de puissance. Cette étude comportera des réunions avec des représentants de l'Agence internationale de l'énergie atomique à Vienne et de l'Agence de l'énergie nucléaire à Paris.

LISTE DES RECOMMANDATIONS

Recommandation 1 :

Le Comité recommande que la CCSN maintienne son indépendance par rapport aux services d’utilité publique lorsqu’il est question de conformité à des ordonnances sur des questions cruciales de sûreté.

Recommandation 2 :

Le Comité recommande de documenter autant que possible les discussions de fond comme celles portant sur l’amélioration du système de sûreté, de mettre à la disposition du public ces documents et de consulter celui-ci avant de prendre des décisions finales.

Recommandation 3 :

Le Comité recommande que la CCSN exige des vérifications et une surveillance poussées des améliorations apportées au système d’arrêt de Pickering A après son installation et rende publics tous les rapports sur le rendement du système observé à l’occasion des vérifications et dans des conditions réelles d’exploitation.

Recommandation 4 :

Le Comité recommande qu’avant le relancement d’un réacteur la CCSN ordonne à OPG de recalculer les dangers sismiques en effectuant une évaluation approfondie des risques de séisme, y compris du risque lié aux conduites de sûreté, et d’apporter les améliorations additionnelles sur le plan de la sûreté qui peuvent être précisées.

Recommandation 5 :

Le Comité recommande que la CCSN exige d’OPG qu’elle fasse une évaluation probabiliste des risques qui soit globale et de troisième niveau pour Pickering A.

Recommandation 6 :

Le Comité recommande que la CCSN ou une autre autorité responsable prenne les mesures nécessaires pour accélérer l’adoption des normes les plus récentes de la CIPR au Canada.

Recommandation 7 :

Le Comité recommande qu’au nom de la sécurité du public le le gouvernement de l’Ontario et gouvernement fédéral examinent la possibilité d’apporter aux lois sur les droits de la personne des modifications qui permettraient de soumettre à des tests de dépistage de la consommation d’alcool et de drogues les personnes qui travaillent dans des domaines où la sécurité du public est en jeu. En attendant, le Comité recommande que les représentants syndicaux et patronaux à OPG donne la priorité à la création d’un programme de dépistage de la consommation d’alcool et de drogues qui ne contrevienne pas aux lois en vigueur.

Recommandation 8 :

Le Comité recommande que le gouvernement procède immédiatement à la modification de la Loi sur la responsabilité nucléaire et qu'il maintienne et augmente la protection garantie par l'assurance que doit détenir l'exploitant, du montant actuel de 75 millions de dollars au montant recommandé dans les Conventions de Paris et Vienne et se situant "à plus de 600 millions de dollars".

Recommandation 9 :

Le Comité recommande que le Règlement sur la liste d’étude approfondie adopté en vertu de la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale soit modifié de façon à inclure dans la liste la remise en service d’un réacteur de centrale nucléaire après un arrêt prolongé ou d’importantes modifications au réacteur ou à la centrale.

Recommandation 10 :

Le Comité recommande que la Commission canadienne de sûreté nucléaire veille à ce que le public ait confiance dans le processus fédéral d’évaluation environnementale par les moyens suivants :

améliorer sa tenue du registre public qu’exige la Loi canadienne sur l’évaluation environnementale;
élaborer des lignes directrices pour que les parties intéressées aient accès à l'aide financière aux intervenants.