Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement (DORS/2000-207)

Définitions et champ d’application

Définitions

1 Les définitions qui suivent s’appliquent au présent règlement.

accréditer

accréditer Attester la compétence en vertu des alinéas 21(1)i) ou 37(2)b) de la Loi. (French version only)

activité autorisée

activité autorisée Activité visée à l’un des alinéas 26a) à c) de la Loi que le titulaire de permis est autorisé à exercer relativement à une substance nucléaire ou à un appareil à rayonnement. (licensed activity)

activité spécifique

activité spécifique Activité par unité de masse. (specific activity)

appareil à rayonnement

appareil à rayonnement L’un des appareils suivants :

• a) un appareil contenant une substance nucléaire en une quantité supérieure à la quantité d’exemption et permettant son utilisation pour ses propriétés de rayonnement;

• b) un appareil contenant un composé lumineux au radium. (radiation device)

appareil d’exposition

appareil d’exposition Appareil à rayonnement conçu pour être utilisé en gammagraphie, y compris ses accessoires, notamment l’assemblage de source scellée, le mécanisme de commande, le tube de guidage d’assemblage de source scellée et la tête d’exposition. (exposure device)

assemblage de source scellée

assemblage de source scellée Source scellée conçue pour être utilisée dans un appareil d’exposition, y compris les composants qui y sont fixés en permanence. (sealed source assembly)

attestation

attestation Document délivré par la Commission ou par un fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)b) de la Loi qui atteste la compétence d’une personne. (certificate)

criticité nucléaire

criticité nucléaire Réaction en chaîne auto-entretenue de fission nucléaire. (nuclear criticality)

dose efficace

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

dosimètre

dosimètre Appareil qu’une personne porte sur elle et qui permet de mesurer la dose de rayonnement qu’elle reçoit. (dosimeter)

entretien

entretien S’agissant d’appareils à rayonnement, toute mesure de maintenance les concernant, y compris leur installation, réparation et démantèlement, à l’exclusion des mesures suivantes :

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

• b) celles autorisées dans le permis délivré relativement à la possession ou à l’exploitation de l’appareil. (servicing)

équipement réglementé

équipement réglementé Équipement réglementé visé à l’article 20 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (prescribed equipment)

équipement réglementé de catégorie II

équipement réglementé de catégorie II S’entend au sens de l’article 1 du Règlement sur les installations nucléaires et l’équipement réglementé de catégorie II. (Class II prescribed equipment)

faire fonctionner

faire fonctionner Dans le cas d’un appareil d’exposition, la présente définition vise notamment le raccordement ou débranchement du mécanisme de commande, le verrouillage ou déverrouillage de l’appareil, et toute activité associée à l’appareil lorsque l’assemblage de la source scellée n’est pas verrouillé en position complètement blindée à l’intérieur de l’appareil. (operate)

homologation

homologation Document délivré par la Commission ou par un fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi qui atteste que l’équipement réglementé est homologué. (certificate)

homologué

homologué Homologué par la Commission en vertu de l’alinéa 21(1)h) ou par un fonctionnaire désigné autorisé en vertu de l’alinéa 37(2)a) de la Loi. (certified)

Loi

Loi La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. (Act)

niveau de libération conditionnelle

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

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

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

niveau de libération inconditionnelle

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

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

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

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

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

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

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

Norme de sûreté RS-G-1.7 de l’AIEA

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

quantité d’exemption

quantité d’exemption L’une des quantités suivantes :

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

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

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

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

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

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

    • (B) 10 000 Bq,

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

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

    • (B) 10 000 Bq,

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

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

    • (B) 1 000 Bq;

• c) relativement à plusieurs substances nucléaires radioactives :

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

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

quantité en vrac

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

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

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

radiamètre

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

source non scellée

source non scellée Source autre qu’une source scellée. (unsealed source)

source scellée

source scellée Substance nucléaire radioactive enfermée dans une enveloppe scellée ou munie d’un revêtement auquel elle est liée, l’enveloppe ou le revêtement présentant une résistance suffisante pour empêcher tout contact avec la substance et la dispersion de celle-ci dans les conditions d’emploi pour lesquelles l’enveloppe ou le revêtement a été conçu. (sealed source)

titulaire de permis

titulaire de permis Personne autorisée par permis à exercer toute activité visée à l’un des alinéas 26a) à c) de la Loi relativement à une substance nucléaire ou à un appareil à rayonnement. (licensee)

travailleur

travailleur Personne qui effectue un travail mentionné dans un permis. (worker)

uranium appauvri

uranium appauvri Uranium dont la teneur en uranium 235 est inférieure à celle de l’uranium que l’on trouve normalement dans la nature. (depleted uranium)

uranium naturel

uranium naturel Uranium dont la teneur en uranium 235 est égale à celle de l’uranium que l’on trouve normalement dans la nature. (natural uranium)

Champ d’application

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

• (2) Il ne s’applique pas à l’emballage et au transport des substances nucléaires, des sources scellées et des appareils à rayonnement.

Demandes de permis

Dispositions générales

• 3 (1) La demande de permis visant une substance nucléaire ou un appareil à rayonnement, autre qu’un permis d’entretien d’un appareil à rayonnement, comprend les renseignements suivants, outre ceux exigés à l’article 3 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires:

  • a) les méthodes, les procédures et l’équipement qui seront utilisés dans le cadre de l’activité que visera le permis;

  • b) les méthodes, les procédures et l’équipement qui seront utilisés dans le cadre de l’activité que visera le permis, ou pendant et après un accident, pour :

    • (i) surveiller le rejet de toute substance nucléaire radioactive du lieu de l’activité que visera le permis,

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

    • (iii) limiter la propagation de la contamination radioactive à l’intérieur et à l’extérieur du lieu de l’activité que visera le permis,

    • (iv) décontaminer toute personne, tout lieu ou tout équipement contaminé par suite de l’activité que visera le permis;

  • c) une description des circonstances dans lesquelles la décontamination mentionnée au sous-alinéa b)(iv) se déroulera;

  • d) l’emplacement proposé pour l’activité que visera le permis, de même qu’une description du lieu;

  • e) les rôles, les responsabilités, les fonctions, les qualifications et l’expérience des travailleurs;

  • f) le programme de formation proposé pour les travailleurs;

  • g) les consignes à suivre en cas d’accidents, y compris les incendies et les déversements, pouvant mettre en cause la substance nucléaire;

  • h) le programme d’inspection proposé pour l’équipement et les systèmes qui seront utilisés dans le cadre de l’activité que visera le permis;

  • i) les méthodes, les procédures et l’équipement qui seront utilisés pour l’étalonnage des radiamètres conformément au présent règlement;

  • j) les méthodes, les procédures et l’équipement qui seront utilisés pour l’étalonnage des dosimètres mentionnés aux alinéas 30(3)d) et e) et sa vérification;

  • k) les méthodes, les procédures et l’équipement qui seront utilisés pour les épreuves d’étanchéité et les contrôles exigés par le présent règlement;

  • l) lorsque la demande vise une substance nucléaire qui est une source non scellée et doit être utilisée à l’intérieur d’une pièce, la conception proposée pour la pièce;

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

  • n) dans le cas d’une matière nucléaire de catégorie I, II ou III au sens de l’article 1 du Règlement sur la sécurité nucléaire:

    • (i) les mesures qui seront prises pour éviter la criticité nucléaire,

    • (ii) les renseignements exigés aux articles 3 ou 4, selon le cas, du Règlement sur la sécurité nucléaire;

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

• (2) Le paragraphe (1) ne s’applique pas à la demande de permis d’importation ou d’exportation pour laquelle les renseignements exigés sont prévus par le Règlement sur le contrôle de l’importation et de l’exportation aux fins de la non-prolifération nucléaire.