Chapitre 2 : Bases de la planification

2.1 Généralités

2.1.1 Le présent plan de mise en œuvre détaille le processus d'intervention en cas d'urgence à la centrale nucléaire Fermi 2.

2.1.2 La centrale Fermi 2 est située à 41° 58' de latitude nord et à 83° 15' de longitude ouest, juste au nord de Pointe Aux Peaux, sur la rive ouest du lac Érié, dans le comté de Monroe, au Michigan (États-Unis), soit à environ 50 km au sud-ouest de Détroit.

2.1.3 La centrale Fermi 2 compte un réacteur à eau bouillante de marque General Electric (unité n^o 2) produisant 1 093 MWé et doté d'un système de confinement à suppression de pression de type Mark 1. On y trouve aussi le réacteur Fermi 1, un surgénérateur rapide de type expérimental mis en arrêt en 1972, et dont le déclassement se poursuit depuis.

2.1.4 Est illustré à la figure 2.1 un schéma de réacteur à eau bouillante.

2.1.5 La figure 2.2 montre le rayon de dix (10) milles de la zone pour la planification des situations d'urgence et des zones d'activités de protection des autorités d'intervention hors site du Michigan, aux États-Unis. Les zones d'activités de protection de la centrale Fermi 2, soit les zones 1 à 7, correspondent aux zones de protection par défaut en Ontario (voir le tableau 4.3).

2.2 Situations dangereuses

2.2.1 En cas d'accident à la centrale Fermi 2, selon le scénario le plus probable, les conséquences se limiteraient au site grâce au système de confinement à haute pression et à faible fuite de son réacteur, conçu pour éviter les rejets de matières radioactives à la suite d'un incident.

2.2.2 Autre scénario, beaucoup moins probable : un accident de dimensionnement qui entraînerait une dégradation faible à modérée du combustible et une défaillance quelconque du système de confinement dans les 6 à 24 heures (ou plus).

2.2.3 La préparation aux urgences nucléaires exige des bases de planification qui tiennent compte des accidents de dimensionnement ainsi que des accidents hors dimensionnement, beaucoup moins probables, qui comprennent les accidents graves.

2.2.4 Accidents de dimensionnement

1. Les scénarios d'accident de dimensionnement constituent la principale base de référence à partir de laquelle effectuer une planification détaillée. Ils se caractérisent généralement par un ou plusieurs des points suivants :
   1. Fonctionnement normal des systèmes de confinement de la centrale, ce qui permet aux radiations de commencer à se désintégrer avant leur rejet volontaire contrôlé;
   2. Temps suffisant pour alerter le public et prendre des mesures de protection avant le rejet;
   3. Principal danger radiologique pour l'être humain : exposition externe aux radionucléides et inhalation de ces matières;
   4. Activation des systèmes de filtration pour éliminer la quasi-totalité des particules radioactives et de l'iode radioactif, donc panache essentiellement composé de gaz rares inertes qui se dissiperaient et ne poseraient aucun danger de contamination;
   5. Doses d'irradiation pour le public probablement inférieures aux critères génériques (CG) définis à l'annexe E du plan directeur du PPIUN;
   6. Contamination de l'environnement limitée à des niveaux très bas;
   7. Rejets de matières radioactives à faible dose dans l'environnement qui pourraient se poursuivre par intermittence pendant un certain temps (quelques jours ou semaines).
2. Constitue un exemple d'accident de dimensionnement la perte de réfrigérant primaire, qui suit généralement la progression suivante :
   1. Le bâtiment réacteur est « confiné » pour éviter les rejets immédiats. Le confinement se caractérise par le blocage de toutes les issues de rejet possibles, comme les cheminées de ventilation.
   2. Le temps de rétention dans le bâtiment réacteur permet la désintégration de certains radionucléides à période courte.
   3. À tout moment, si la pression dans le système de confinement s'approche de la pression atmosphérique, la matière radioactive peut être rejetée dans l'environnement moyennant un passage par une série de filtres à charbon et de filtres à haute efficacité pour les particules de l'air, qui éliminent la plupart de l'iode radioactif et des radionucléides particulaires. Ce rejet peut être intermittent ou continu, mais durer des semaines. Le niveau de radioactivité libéré diminue avec le temps.
   4. Si les conditions météorologiques sont favorables, le rejet de cette matière radioactive après filtrage peut se faire dans une direction opposée aux zones peuplées, et ce, à plusieurs reprises.

2.2.5 Accidents hors dimensionnement

1. Un accident hors dimensionnement se caractérise par un ou plusieurs des points ci-dessous :
   1. Déficience des systèmes de confinement de la centrale réduisant considérablement le temps de rétention et la désintégration des matières radioactives;
   2. Rejet précoce de matières radioactives avec courte période d'avertissement;
   3. Rejet non contrôlé de matières radioactives avec courte période d'avertissement;
   4. Panache pouvant contenir de l'iode radioactif et des particules ainsi que des gaz rares;
   5. Doses d'irradiation potentiellement élevées, par exemple supérieures à 250 mSv (25 rem) au-delà des limites du site;
   6. Contamination de l'environnement potentiellement importante quant à son étendue géographique et à sa durée;
   7. Zone touchée pouvant s'étendre au-delà de la ZPD.
2. Les accidents hors dimensionnement dont les effets ne sont pas atténués peuvent se transformer en accidents graves associés à une dégradation du combustible dans le cœur du réacteur.
3. L'intervention en cas d'accident hors dimensionnement, y compris les accidents graves, peut être facilitée par des stratégies d'atténuation diverses et souples (ex. : équipement flexible), qui se combinent aux mesures déjà en place pour réagir à ce type d'accident (voir la sous-section 2.2.4) et à une capacité pouvant être élargie.
4. Les activités supplémentaires qui suivent sont nécessaires pour atténuer les effets hors site des accidents hors dimensionnement, effets beaucoup moins probables, mais possiblement plus graves :
   1. Distribution préalable de comprimés d'iodure de potassium (KI) (voir la sous-section 5.3.3);
   2. Prise de mesures automatiques par défaut pour amorcer l'alerte du public (voir la section 6.2);
   3. Encadrement des mesures de protection, notamment la mise à l'abri sur place (voir la sous-section 5.3.4) et l'évacuation (voir la sous-section 5.3.1), s'il y a lieu et en fonction des mesures de protection recommandées pour la centrale Fermi 2;
   4. Répartition rapide des équipes de surveillance aérienne et terrestre pour déterminer les zones contaminées (voir la sous-section 4.7.3);
   5. Extension des mesures de protection à la ZPU, au besoin, pour réduire le risque d'exposition;
   6. Surveillance du rayonnement et, si nécessaire, décontamination des personnes (voir la section 6.9);
   7. Prestation de services d'évaluation médicale, de traitement et de counseling, au besoin (voir la section 6.9).

2.2.6 Moment et durée des rejets radioactifs

1. L'intervalle entre un accident à la centrale Fermi 2 et le début du rejet dépend de l'état et du fonctionnement du système de confinement ainsi que de l'efficacité des mesures et du moment choisi par l'exploitant pour les exécuter afin de prolonger le temps de confinement et de désintégration des matières radioactives.
2. Le système de confinement du réacteur Fermi 2 est conçu pour éviter les rejets de matières radioactives à la suite d'un accident. Il y aurait rejet uniquement en cas de défaut ou de contournement du système. En pareille situation, les émissions radioactives pourraient commencer dans les six heures suivantes et durer entre 4 et 24 heures, selon la nature de l'accident.
3. Si une ventilation volontaire contrôlée est nécessaire, les rejets filtrés intermittents de diverses durées peuvent se poursuivre pendant de nombreuses semaines.
4. Dans un cas exceptionnel de détérioration du système de confinement, le rejet pourrait commencer beaucoup plus tôt, même très peu de temps après l'accident, et être continu.

2.3 Mesures de protection

2.3.1 Les mesures de protection possibles pour limiter le risque d'irradiation lors d'une urgence nucléaire comprennent celles-ci :

1. Mesures de précaution
2. Mesures de contrôle de l'exposition
3. Mesures de contrôle de l'ingestion

2.3.2 Ces mesures sont détaillées dans le tableau 2.1 ci-dessous et définies dans le glossaire (annexe D).

2.3.3 Le Bureau du commissaire des incendies et de la gestion des situations d'urgence (BCIGSU) doit voir à l'avance avec les intervenants concernés à la préparation d'une stratégie décisionnelle concernant les mesures de protection en cas d'incident à la centrale Fermi 2. Cette stratégie doit tenir compte de ce qui suit :

1. Les critères de temps et de distance pour l'application des mesures de contrôle de l'exposition de l'État du Michigan pendant toute la durée de l'intervention;
2. Les critères de temps et de distance pour l'application des mesures de contrôle de l'ingestion de l'État du Michigan au début de la situation d'urgence, avant que soient disponibles les données et analyses de l'Ontario découlant de la surveillance sur le terrain;
3. L'analyse, par la Section des services scientifiques du CPOU, des résultats issus de la surveillance sur le terrain;
4. Le contexte opérationnel en Ontario justifiant la prise de mesures de protection;
5. Les mesures de précaution à prendre, selon une évaluation des alinéas a) à d).

2.3.4 D'autres détails sont fournis, comme suit :

1. Phases d'une intervention en cas d'urgence nucléaire (chapitre 4)
2. Stratégie d'intervention — Mesures de protection (chapitre 5)
3. Intervention opérationnelle (chapitre 6)

2.3.5 La prise des décisions et des mesures de protection incombe principalement au commandant du CPOU (les décisions et directives concernant l'ingestion de KI relèvent du médecin hygiéniste en chef [MHC]). Ces responsabilités, lorsqu'elles sont mentionnées dans le présent plan, doivent être interprétées comme étant celles du commandant du CPOU et de quiconque agit en son nom.

Tableau 2.1 : Mesures de protection en cas d'urgence nucléaire

2.4 Zones de planification

2.4.1 Zone d'intervention automatique (ZIA)

1. La ZIA est une zone, prédésignée, entourant immédiatement une installation à réacteur nucléaire. Il n'y a pas de ZIA pour la centrale Fermi 2 vu sa distance d'avec la rive du comté d'Essex (environ 15 km).

2.4.2 Zone de planification détaillée (ZPD)

1. La ZPD est la zone, prédésignée, entourant immédiatement une installation à réacteur nucléaire où des mesures de protection prédéterminées sont mises en œuvre au besoin en fonction des conditions de l'installation, de la modélisation des doses et de la surveillance environnementale en vue de prévenir ou de limiter l'apparition d'effets stochastiques.
2. La ZPD de la centrale Fermi 2 correspond à la périphérie immédiate de l'installation qui s'étend sur un rayon d'environ 16 km (10 milles), ce qui concorde avec les règles de la commission de réglementation nucléaire américaine (U.S. NRC) quant à la zone pour la planification des situations d'urgence pour les voies d'exposition au panache.
3. Même si elle se trouve à plus de 16 km de distance de la centrale, l'île aux Bois Blancs (couramment appelée l'île Boblo) a été incluse dans la ZPD pour les raisons pratiques et logiques associées à une évacuation insulaire. Ainsi, en cas de notification initiale d'urgence nucléaire émise par la centrale Fermi 2 nécessitant l'évacuation de la zone de 16 km, par prévention, l'île aux Bois Blancs (Boblo) serait aussi évacuée. Toutefois, au fil de l'évolution de la situation d'urgence et si le temps permet la réalisation d'une évaluation, la nécessité de cette évacuation serait déterminée en consultation avec les intervenants concernés, dont la municipalité désignée.
4. La ZPD de la centrale Fermi 2 est illustrée à la figure 2.3. Il est possible d'en déterminer les limites exactes en consultant l'annexe A.

2.4.3 Zone de planification d'urgence (ZPU)

1. La ZPU est une zone, prédésignée, entourant immédiatement une installation à réacteur nucléaire au-delà de la ZPD (voir l'alinéa 2.4.2 c)). Elle fait l'objet d'une planification et de dispositions d'urgence prévues, de sorte qu'en cas d'urgence nucléaire, les mesures de protection puissent si nécessaire s'étendre au-delà de la ZPD afin de réduire le risque d'exposition.
2. La ZPU de la centrale Fermi 2, illustrée à la figure 2.3, entoure l'installation à réacteur nucléaire sur un rayon compris entre le 16^e et le 32^e kilomètre.
3. L'annexe C contient d'autres explications sur la ZPU.

2.4.4 Zone de planification pour le contrôle de l'ingestion (ZPI)

1. La ZPI est la zone entourant immédiatement l'installation à réacteur nucléaire (voir la figure 2.4) qui s'étend sur un rayon d'environ 80 km (50 miles), ce qui concorde avec les règles de la commission de réglementation nucléaire américaine (U.S. NRC) quant à la zone pour la planification des situations d'urgence pour les voies d'exposition par ingestion. La province se dote de plans et prend des dispositions pour cette zone afin de :
   1. Protéger la chaîne alimentaire;
   2. Protéger les réserves d'eau potable;
   3. Limiter la consommation et la distribution de produits risquant d'être contaminés (produits sauvages, lait d'animaux de pâturage, eau de pluie, aliments pour animaux);
   4. N. B. : Les produits sauvages peuvent comprendre les champignons et le gibier.
   5. Limiter la distribution de produits non alimentaires jusqu'à ce que des évaluations plus poussées soient effectuées.
2. La ZPI de la centrale Fermi 2 englobe le comté d'Essex, la cité de Windsor et la portion de Chatham-Kent se trouvant dans un rayon de 80 km de l'installation. Elle comprend la ZPD et la ZPU, comme le montre la figure 2.4.

2.5 Secteurs d'intervention

2.5.1 La ZPD de la centrale Fermi 2 comprend les trois secteurs suivants^{footnote 1[1]} :

• Ville d'Amherstburg - Secteur F1
• Île aux Bois Blancs (Boblo) - Secteur F2
• Lac Érié - Secteur F3

2.5.2 Les limites des secteurs d'intervention de la ZPD sont illustrées à la figure 2.3 et détaillées à l'annexe A.

2.6 Planification : données, interface et soutien

2.6.1 Données pour la planification municipale

Les plans d'intervention en cas d'urgence nucléaire des municipalités désignées doivent préciser les données de planification nécessaires au déploiement d'interventions efficaces. Ces données, qu'il convient d'organiser par zones de planification, sous-zones et secteurs d'intervention, doivent comprendre ce qui suit :

1. Estimations démographiques (voir l'annexe B)
2. Établissements
3. Infrastructures essentielles

1. Le ministère des Transports (MTO) doit faire des études pour évaluer le temps d'évacuation et refaire régulièrement l'exercice afin de faciliter la planification du transport et sa gestion lors des interventions.
2. L'estimation du temps d'évacuation doit reposer sur les données de recensement à jour et les prévisions démographiques couvrant toute la durée de vie de l'installation à réacteur nucléaire et tenir compte des évacuations parallèles^{footnote 2[2]}.
3. La ville d'Amherstburg doit fournir des données de planification afin d'aider le MTO dans ses études d'estimation du temps d'évacuation.