Règlement sur la sécurité nucléaire : DORS/2025-219

La Gazette du Canada, Partie II, volume 159, numéro 24

Enregistrement
DORS/2025-219 Le 30 octobre 2025

LOI SUR LA SÛRETÉ ET LA RÉGLEMENTATION NUCLÉAIRES

C.P. 2025-743 Le 30 octobre 2025

En vertu du paragraphe 44(1)^{référence a} de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires ^{référence b}, la Commission canadienne de sûreté nucléaire prend le Règlement sur la sécurité nucléaire, ci-après.

Ottawa, le 26 juin 2025

Le président de la Commission canadienne de sûreté nucléaire
Pierre Tremblay

Sur recommandation du ministre des Ressources naturelles et en vertu du paragraphe 44(1)^{référence a} de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires ^{référence b}, Son Excellence la Gouverneure générale en conseil agrée le Règlement sur la sécurité nucléaire, ci-après, pris par la Commission canadienne de sûreté nucléaire.

Règlement sur la sécurité nucléaire

Définitions

Définitions

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

agent de sécurité nucléaire

Personne qui détient l’autorisation visée au paragraphe 55(1). (nuclear security officer)

arme

S’entend au sens de l’article 2 du Code criminel. (weapon)

arme à feu

S’entend au sens de l’article 2 du Code criminel. (firearm)

article dangereux

• a) Objet, autre qu’une allumette ou un briquet de poche, qui est fabriqué avec des matières inflammables et qui pourrait être utilisé pour causer des brûlures aux personnes ou, par le feu, des dommages à la propriété;
• b) toute partie constituante d’une arme, d’un engin explosif ou d’un objet visé à l’alinéa a);
• c) tout autre article qui pourrait constituer un danger pour la sécurité de l’installation nucléaire. (threat item)

barrière physique

Clôture, mur ou autre obstacle semblable qui sert à contrôler l’accès à la zone qu’il entoure et à retarder l’accès non autorisé à cette zone. (physical barrier)

cote de sécurité approfondie

Cote de sécurité visée au paragraphe 45(1). (enhanced security clearance)

cote de sécurité donnant accès à l’installation

Cote de sécurité accordée par un titulaire de permis au sens de l’article 83 permettant à une personne d’entrer et de demeurer dans une installation nucléaire visée à l’alinéa 3c). (facility-access security clearance)

cote donnant accès au site à sécurité élevée

Cote de sécurité accordée par un titulaire de permis au sens de l’article 25 permettant à une personne d’entrer et de demeurer dans une zone protégée dans un site à sécurité élevée. (high-security site access clearance)

défense efficace

Défense opportune dont la puissance est suffisante pour empêcher l’enlèvement non autorisé de substances nucléaires d’une installation nucléaire et qui :

• a) dans le cas d’une zone dans un site à sécurité élevée où l’impact d’un acte de sabotage mettrait en danger la santé ou la sécurité des personnes, empêche un tel acte;
• b) dans le cas d’une zone dans un site à sécurité élevée où l’impact d’un acte de sabotage aurait des répercussions sur la santé ou la sécurité des personnes, empêche un tel acte ou en atténue les effets. (effective intervention)

Directive sur le filtrage de sécurité

Le document intitulé Directive sur le filtrage de sécurité, publié par le Secrétariat du Conseil du Trésor, avec ses modifications successives. (Directive on Security Screening)

évaluation de la menace et du risque

Évaluation qui permet, à la fois :

• a) de cerner les renseignements de nature délicate ainsi que les menaces contre ceux-ci;
• b) de cerner les menaces qui pourraient :
  • (i) compromettre la sécurité d’une installation nucléaire ou de ses opérations,
  • (ii) exploiter des vulnérabilités des mesures de sécurité nucléaire d’une l’installation nucléaire,
  • (iii) dans le cas du transport des matières nucléaires de catégorie I, des matières nucléaires de catégorie III ou des matières nucléaires de catégorie I III, compromettre la sécurité des renseignements de nature délicate ou de ces matières nucléaires;
• c) d’évaluer les risques que présentent ces menaces et d’établir l’adéquation et l’efficacité des systèmes de sécurité nucléaire ou des mesures de sécurité nucléaire — actuels ou proposés — conçus pour la protection contre ces menaces. (threat and risk assessment)

événement de sécurité nucléaire

Événement ayant des répercussions potentielles ou réelles sur la sécurité nucléaire et auquel il faut donner suite. (nuclear security event)

exercice de sécurité

Mise à l’épreuve des éléments d’un plan d’urgence et des mesures de sécurité nucléaire et, dans le cas de l’exercice de sécurité visé au paragraphe 101(1), mise à l’épreuve de plusieurs mesures de sécurité nucléaire. (security exercise)

force d’intervention externe

Service dont les membres ne sont pas postés à une installation nucléaire et qui est composé :

• a) soit de membres d’un service de police local, régional, provincial ou fédéral;
• b) soit de membres d’une unité des Forces armées canadiennes;
• c) soit de membres autres que ceux visés aux alinéas a) ou b) qui :
  • (i) dans le cas d’un site à sécurité élevée, sont capables d’effectuer une défense efficace au site, compte tenu de la menace de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque,
  • (ii) dans le cas de toute autre installation nucléaire, sont capables d’effectuer une défense efficace à l’installation, compte tenu de toute menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque;
• d) soit de toute combinaison de membres visés aux alinéas (a) à (c). (off-site response force)

force d’intervention nucléaire interne

• a) Soit une équipe composée d’agents de sécurité nucléaire postés en permanence à un site à sécurité élevée;
• b) soit les membres d’un service de police local, régional, provincial ou fédéral, d’une unité des Forces armées canadiennes ou de toute combinaison de ces membres, dont les services ont été retenus par le titulaire de permis au sens de l’article 2 et qui sont postés en permanence à un tel site. (on-site nuclear response force)

garde de sécurité

Personne qui exerce des fonctions liées à la sécurité d’une installation nucléaire visée à l’alinéa 3c), notamment la surveillance visuelle directe de l’installation et la protection des personnes et des biens. (security guard)

inspecteur

Personne désignée à ce titre en vertu de l’article 29 de la Loi. (inspector)

jour ouvrable

Jour qui n’est ni un samedi ni un jour férié. (business day)

Loi

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

matière nucléaire de catégorie I

Substance nucléaire visée à la colonne 1 de l’annexe, dont la forme et la quantité sont prévues respectivement aux colonnes 2 et 3. (Category I nuclear material)

matière nucléaire de catégorie II

Substance nucléaire visée à la colonne 1 de l’annexe, dont la forme et la quantité sont prévues respectivement aux colonnes 2 et 4. (Category II nuclear material)

matière nucléaire de catégorie III

Substance nucléaire visée à la colonne 1 de l’annexe, dont la forme et la quantité sont prévues respectivement aux colonnes 2 et 5. (Category III nuclear material)

menace de référence

Ensemble des menaces à l’égard des sites à sécurité élevée cernées par la Commission au titre du paragraphe 28(1). (design basis threat)

mesure de sécurité essentielle

Équipement, processus ou système dont le fonctionnement continu est nécessaire pour assurer une défense efficace. (critical security measure)

mesure de sécurité nucléaire

Mesure de sécurité physique ou de cybersécurité visant à décourager, à détecter ou à retarder une menace pour une installation nucléaire ou des substances nucléaires, ou pour la confidentialité, l’intégrité ou la disponibilité des renseignements de nature délicate, ou à réagir à une telle menace. (nuclear security measure)

opérateur du poste central d’alarme

Personne qui détient l’autorisation visée au paragraphe 57(1). (central alarm station operator)

personnel de sécurité

Agents de sécurité nucléaire, préposés à la sécurité nucléaire, opérateurs du poste central d’alarme d’une installation nucléaire et leurs surveillants. (security personnel)

préposé à la sécurité nucléaire

Personne, autre qu’un agent de sécurité nucléaire ou un opérateur du poste central d’alarme, qui exerce notamment l’une ou l’autre des fonctions ci-après à l’égard d’un site à sécurité élevée :

• a) concevoir, installer, entretenir ou réparer les mesures de sécurité nucléaire ou les systèmes de sécurité nucléaire;
• b) contrôler, entretenir ou réparer des armes à feu et des équipements connexes;
• c) contrôler, entretenir ou réparer des systèmes de contrôle de l’accès;
• d) évaluer, refuser, révoquer ou accorder des autorisations ou des cotes;
• e) surveiller les menaces qui peuvent avoir une incidence sur le site;
• f) donner de la formation sur les activités visées aux alinéas a) à e). (nuclear security support person)

renseignements de nature délicate

Renseignements, notamment ceux visés à l’article 21 du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires, quelle qu’en soit la forme, y compris un logiciel, dont la divulgation, la modification ou la destruction non autorisées ou auxquels le refus d’accès pourrait mettre en péril la sécurité nucléaire. (sensitive information)

sabotage

Toute action délibérée qui est, à la fois :

• a) dirigée contre une installation nucléaire ou des matières nucléaires de catégorie I, des matières nucléaires de catégorie II ou des matières nucléaires de catégorie III en utilisation, en entreposage ou en transport;
• b) susceptible, directement ou indirectement, de porter atteinte à la santé ou à la sécurité des personnes ou à l’environnement à la suite d’une exposition à des rayonnements ou un relâchement de substances nucléaires. (sabotage)

sas pour véhicule

Moyen d’entrée pour le passage de véhicules terrestres qui est fermé des deux côtés, est muni d’une barrière mobile chaque extrémité et qui est suffisamment grand pour accueillir un véhicule terrestre. (vehicle portal)

site à sécurité élevée

Installation nucléaire où des matières nucléaires de catégorie I ou des matières nucléaires de catégorie II sont produites, traitées, utilisées ou stockées. (high-security site)

substance explosive

S’entend au sens de l’article 2 du Code criminel. (explosive substance)

surveillance visuelle directe

Observation directe et continue d’une personne ou d’un lieu par une personne qui, selon le cas :

• a) est présente à l’endroit où se trouve la personne ou sur le lieu qui est en observation;
• b) observe cette personne ou ce lieu à distance. (direct visual surveillance)

système de sécurité nucléaire

Ensemble intégré de mesures de sécurité nucléaire à une installation nucléaire. (nuclear security system)

valeur D

Se dit, l’égard d’une substance nucléaire, de la valeur D prévue pour la substance au tableau 1 de la section 2 du document intitulé Quantités dangereuses de matières radioactives (valeurs D) publié par l’Agence internationale de l’énergie atomique, avec ses modifications successives. (D-value)

zone à accès limité

Zone clairement délimitée d’une installation nucléaire, qui est située à l’extérieur d’une zone protégée et dont l’accès est contrôlé par le titulaire de permis au sens de l’article 25. (limited access area)

zone intérieure

Zone située à l’intérieur d’une zone protégée et destinée à la production, au traitement, à l’utilisation ou au stockage de toute matière nucléaire de catégorie I. (inner area)

zone protégée

Zone située à l’intérieur d’un site à sécurité élevée et destinée à la production, au traitement, à l’utilisation ou au stockage de toute matière nucléaire de catégorie I ou de toute matière nucléaire de catégorie II. (protected area)

zone vitale

Zone qui est située à l’intérieur d’une zone protégée et qui contient de l’équipement, des systèmes, des structures, des composants ou des substances nucléaires dont le sabotage est susceptible, directement ou indirectement, de porter atteinte à la santé ou la sécurité des personnes à la suite d’une exposition à des rayonnements ou un relâchement de substances nucléaires. (vital area)

PARTIE 1
Dispositions générales

Définition

Définition de titulaire de permis

2 Dans la présente partie, titulaire de permis s’entend de l’une des personnes suivantes :

• a) une personne autorisée par permis à exercer l’une des activités ci-après en vertu de la Loi relativement à un site à sécurité élevée :
  • (i) une activité visée à l’un des alinéas 26a), e) et f) de la Loi,
  • (ii) la production, le raffinement, la conversion, l’enrichissement, le traitement, le retraitement, la gestion, le stockage ou l’évacuation d’une matière nucléaire de catégorie I ou d’une matière nucléaire de catégorie II;
• b) une personne autorisée par permis à exercer l’une des activités ci-après en vertu de la Loi relativement à une installation nucléaire visée à l’alinéa 3c) du présent règlement :
  • (i) une activité visée à l’un des alinéas 26a), e) et f) de la Loi,
  • (ii) la production, le raffinement, la conversion, l’enrichissement, le traitement, le retraitement, la gestion, le stockage ou l’évacuation d’une substance nucléaire;
• c) une personne autorisée par permis à exercer l’une des activités ci-après en vertu de la Loi relativement aux matières nucléaires de catégorie I, aux matières nucléaires de catégorie II, aux matières nucléaires de catégorie III ou à une substance nucléaire visée à l’alinéa 3d) du présent règlement :
  • (i) une activité visée à l’un des alinéas 26a), e) et f) de la Loi,
  • (ii) la production, le raffinement, la conversion, l’enrichissement, le traitement, le retraitement, la gestion, le stockage ou l’évacuation d’une substance nucléaire.

Champ d’application

Champ d’application de la présente partie

3 La présente partie s’applique :

• a) aux matières nucléaires de catégorie I, aux matières nucléaires de catégorie II et aux matières nucléaires de catégorie III;
• b) aux sites à sécurité élevée;
• c) aux installations nucléaires ci-après, autres que celles qui sont des sites à sécurité élevée :
  • (i) les réacteurs à fission ou à fusion nucléaires et les assemblages nucléaires non divergents,
  • (ii) les usines de traitement, de retraitement ou de séparation d’isotopes d’uranium, de thorium ou de plutonium,
  • (iii) les usines de fabrication de produits à partir d’uranium, de thorium ou de plutonium,
  • (iv) les usines qui traitent ou utilisent, par année civile, plus de 10¹⁵ Bq de substances nucléaires autres que l’uranium, le thorium ou le plutonium,
  • (v) les véhicules munis d’un réacteur nucléaire,
  • (vi) les installations d’évacuation de matières nucléaires de catégorie I, de matières nucléaires de catégorie II ou de matières nucléaires de catégorie III provenant d’une autre installation nucléaire;
• d) aux substances nucléaires, autres que les matières nucléaires de catégorie I, les matières nucléaires de catégorie II et les matières nucléaires de catégorie III, visées aux alinéas c), e) ou f) de la définition de substance nucléaire à l’article 2 de la Loi, qui ont un niveau d’activité égal ou supérieur à dix fois la valeur D pour cette substance et qui sont situées dans l’une des installations nucléaires visées aux alinéas b) ou c) du présent article.

Demande de permis

Renseignements exigés

4 La demande de permis visant toute matière nucléaire de catégorie I, toute matière nucléaire de catégorie II ou toute matière nucléaire de catégorie III ou une installation nucléaire, autre qu’un permis de transport, contient, outre les renseignements exigés à l’article 3 du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement ou aux articles 3 à 8 du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, selon le cas :

• a) un plan de sécurité nucléaire qui contient les renseignements suivants :
  • (i) une description du système de sécurité nucléaire proposé, y compris chaque mesure de sécurité nucléaire et les caractéristiques de la conception de l’installation nucléaire qui contribuent à l’amélioration de la sécurité de cette installation,
  • (ii) une liste dans laquelle est indiquée chaque mesure de sécurité nucléaire qui est une mesure de sécurité essentielle et dans laquelle sont énoncées les mesures compensatoires devant être mises en Å“uvre dans l’éventualité où la mesure de sécurité nucléaire se détériorerait ou deviendrait non fonctionnelle ou compromise,
  • (iii) une description des zones où seront produites, utilisées, traitées, stockées ou transportées des matières nucléaires de catégorie I, des matières nucléaires de catégorie II ou des matières nucléaires de catégorie III ou d’autres substances nucléaires, ainsi que l’emplacement de ces zones,
  • (iv) les arrangements écrits pris entre le demandeur et les forces d’intervention externe,
  • (v) le plan et les procédures établis pour évaluer les événements de sécurité nucléaire à l’installation nucléaire et y donner suite,
  • (vi) la procédure mise en place pour contrôler l’accès à l’installation nucléaire et vérifier l’identité de chaque personne qui accède à celle-ci,
  • (vii) les procédures mises en place pour sélectionner les personnes qui feront l’objet d’une fouille ou d’un contrôle à l’entrée ou à la sortie de l’installation nucléaire,
  • (viii) le programme de cybersécurité, qui est constitué de l’ensemble des plans, politiques et procédures visant la protection des systèmes informatiques et des composants électroniques de l’installation nucléaire contre les menaces pour la cybersécurité qui ont été cernées par suite de l’évaluation de la menace et du risque;
• b) l’évaluation de la menace et du risque.

Exigences en matière de sécurité

Plan de sécurité nucléaire

Examen et mise à jour

5 (1) Le titulaire de permis examine le plan de sécurité nucléaire au moins une fois par année et le met à jour en fonction des changements apportés aux renseignements que ce plan doit contenir.

Copie à transmettre avant mise en œuvre

(2) Il transmet à la Commission une copie du plan de sécurité nucléaire à jour avant de mettre celui-ci en œuvre.

Évaluation de la menace et du risque

Fréquence minimale

6 (1) Le titulaire de permis effectue au moins une fois tous les cinq ans une évaluation de la menace et du risque propre à chaque installation nucléaire où il exerce des activités autorisées.

Examen et mise à jour

(2) Le titulaire de permis doit, à la fois :

• a) examiner l’évaluation de la menace et du risque au moins une fois par année et après tout événement de sécurité nucléaire à l’installation nucléaire ou lorsqu’il prend connaissance d’un changement à une menace cernée par suite de l’évaluation ou d’une nouvelle vulnérabilité ou d’une nouvelle menace;
• b) mettre à jour l’évaluation afin d’y incorporer toute modification considérée comme étant nécessaire lors de l’examen;
• c) mettre à jour le plan de sécurité nucléaire si les modifications visées à l’alinéa b) entraînent des changements aux renseignements que doit contenir celui-ci.

Modifications du système de sécurité nucléaire

(3) Après avoir transmis une copie du plan de sécurité nucléaire à jour en application du paragraphe 5(2), il modifie son système de sécurité nucléaire afin d’y apporter les modifications nécessaires pour contrer toute vulnérabilité ou menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque.

Document à tenir

(4) Pour chaque évaluation de la menace et du risque qu’il effectue, il tient un document où est consigné le résultat de cette évaluation, ainsi que chaque mise à jour visée à l’alinéa (2)b).

Documents à transmettre

(5) Il transmet à la Commission :

• a) sur demande de celle-ci, les documents visés au paragraphe (4);
• b) dans les soixante jours suivant la date d’achèvement de l’évaluation de la menace et du risque ou de la mise à jour, le document où est consigné le résultat de l’évaluation ou la mise à jour visée à l’alinéa (2)b), selon le cas.

Défense efficace

7 Le titulaire de permis met en œuvre des mesures de sécurité nucléaire permettant d’assurer une défense efficace, compte tenu des menaces cernées par suite de l’évaluation de la menace et du risque.

Programme de sécurité

Programme de formation : comportements du personnel

8 Le titulaire de permis élabore et met en œuvre un programme de formation pour veiller à ce que ses surveillants soient formés, d’une part, à reconnaître chez les membres du personnel, y compris les entrepreneurs, les comportements qui pourraient constituer une menace pour la sécurité de l’installation nucléaire où il exerce des activités autorisées, et, d’autre part, à en faire rapport.

Culture de sécurité

9 (1) Le titulaire de permis met en œuvre des mesures visant à promouvoir et à appuyer une culture de sécurité.

Document à tenir

(2) Il tient un document où sont consignées les mesures liées à la culture de sécurité qu’il a mises en œuvre.

Interfaces : sûreté, sécurité et garanties

10 (1) Le titulaire de permis veille à ce que, dans la mesure du possible, les exigences ci-après soient remplies :

• a) les mesures de sécurité nucléaire et, le cas échéant, les activités de comptabilité des matières nucléaires sont conçues et mises en Å“uvre de façon à éviter et à résoudre les conflits entre elles et à détecter, à empêcher et à décourager l’enlèvement non autorisé de toute matière nucléaire de catégorie I, toute matière nucléaire de catégorie II ou toute matière nucléaire de catégorie III de l’installation nucléaire où il exerce des activités autorisées;
• b) les mesures de sécurité nucléaire ne compromettent ni l’environnement ni la santé ou la sécurité des personnes;
• c) les mesures visant à protéger l’environnement ou la santé et la sécurité des personnes ne compromettent pas la sécurité de l’installation nucléaire où il exerce des activités autorisées.

Procédure de coordination des mesures

(2) Il établit, met en Å“uvre et maintient une procédure qui permet :

• a) d’une part, d’éviter et de résoudre les conflits entre les mesures de sécurité nucléaire et, le cas échéant, les activités de comptabilité des matières nucléaires;
• b) d’autre part, d’assurer la coordination des mesures de sécurité nucléaire et des mesures de protection de l’environnement et de la santé et la sécurité des personnes.

Document à tenir

(3) Il tient un document où est consignée la procédure prévue au paragraphe (2).

Mesures compensatoires

11 (1) Le titulaire de permis qui exerce des activités autorisées dans une installation nucléaire dont les mesures de sécurité essentielles se détériorent, deviennent non fonctionnelles ou ont été compromises, met immédiatement en œuvre des mesures compensatoires qui sont aussi efficaces que l’étaient ces mesures avant qu’elles se détériorent, deviennent non fonctionnelles ou soient compromises.

Document et registre à tenir

(2) Il tient un document où est consignée la procédure de mise en œuvre des mesures compensatoires et tient un registre indiquant chacune des fois où l’une de ces mesures a été mise en œuvre.

Compromission des mesures de sécurité essentielles

12 Lorsqu’il prend connaissance du fait qu’un dispositif faisant partie d’une mesure de sécurité essentielle s’est détérioré, est devenu non fonctionnel ou a été compromis de toute autre manière — notamment par la perte, le vol ou le transfert non autorisé — le titulaire de permis, à la fois :

• a) remplace le dispositif ou rétablit son bon fonctionnement aussitôt que possible;
• b) établit, sur le fondement d’une enquête, la raison pour laquelle le dispositif s’est détérioré, est devenu non fonctionnel ou a été compromis.

Gardes de sécurité

13 (1) Le titulaire de permis veille à ce que chacun des gardes de sécurité à l’installation nucléaire où il exerce des activités autorisées soit formé et possède les qualifications requises pour exercer ses fonctions.

Document à tenir

(2) Il tient un document où est consignée la formation qu’il fournit à chacun des gardes de sécurité, ainsi que la preuve qu’ils possèdent les qualifications requises pour exercer leurs fonctions.

Arrangements avec une force d’intervention externe

14 (1) Le titulaire de permis prend par écrit des arrangements avec une force d’intervention externe qui, seule ou conjointement avec la force d’intervention nucléaire interne, le cas échéant, est capable d’assurer une défense efficace à l’installation nucléaire où il exerce des activités autorisées contre les menaces physiques cernées par suite de l’évaluation de la menace et du risque.

Contenu des arrangements

(2) Les arrangements prévoient ce qui suit :

• a) une procédure visant à établir le moment et la façon d’aviser la force d’intervention externe en cas d’événement de sécurité nucléaire à l’installation nucléaire;
• b) la visite annuelle de l’installation nucléaire par les membres de la force d’intervention externe afin qu’ils se familiarisent avec celle-ci;
• c) l’élaboration conjointe par le titulaire de permis et la force d’intervention externe d’un plan d’urgence visant à faciliter la défense efficace par cette force;
• d) les rôles et responsabilités du titulaire de permis et de la force d’intervention externe lors d’une intervention en cas d’événement de sécurité nucléaire;
• e) la participation de la force d’intervention externe aux exercices de sécurité.

Signature des arrangements

(3) Le titulaire de permis veille à ce que les arrangements soient signés par lui et par une personne autorisée à signer au nom de la force d’intervention externe.

Surveillance d’alarme

15 (1) Le titulaire de permis doit avoir une capacité de surveillance d’alarme ou prendre des arrangements avec un service de surveillance d’alarme.

Service de surveillance d’alarme

(2) Les arrangements pris avec un service de surveillance d’alarme prévoient la procédure par laquelle le service avisera le titulaire de permis ou la force d’intervention externe dans l’éventualité où un signal d’alarme est reçu en provenance de l’installation nucléaire.

Cybersécurité et protection des renseignements

Programme de cybersécurité

16 (1) Le titulaire de permis met en Å“uvre et maintient le programme de cybersécurité visé au sous-alinéa 4a)(viii) pour chaque installation nucléaire où il exerce des activités autorisées.

Protection : menaces pour la cybersécurité

(2) Il protège les systèmes informatiques et les composants électroniques de l’installation nucléaire contre les menaces pour la cybersécurité cernées par suite de l’évaluation de la menace et du risque.

Protection des renseignements de nature délicate

17 (1) Le titulaire de permis protège les renseignements de nature délicate cernés par suite de l’évaluation de la menace et du risque contre les menaces cernées par suite de cette évaluation.

Mesures de sécurité nucléaire

(2) Il met en œuvre des mesures de sécurité nucléaire qui protègent la confidentialité, l’intégrité et l’accessibilité des renseignements de nature délicate visés au paragraphe (1) contre les menaces cernées par suite de l’évaluation de la menace et du risque.

Accès aux renseignements de nature délicate

(3) Il est interdit au titulaire de permis de permettre à une personne d’avoir accès à des renseignements de nature délicate à moins qu’elle ne doive y avoir accès pour exercer ses fonctions.

Vérification d’identité, cote de sécurité ou autorisation

18 Le titulaire de permis met en Å“uvre des mesures afin de protéger contre la perte ou le vol et contre la destruction, l’accès, l’utilisation, la communication, la copie ou la modification non autorisés :

• a) les renseignements recueillis, utilisés, conservés ou communiqués aux fins de vérification de l’identité;
• b) les renseignements recueillis, utilisés, conservés ou communiqués relativement à une cote de sécurité ou à une autorisation.

Obligations de sécurité relatives aux substances nucléaires

Matière nucléaire de catégorie I

19 Le titulaire de permis ne peut produire, traiter, utiliser ou stocker une matière nucléaire de catégorie I que dans une zone intérieure.

Matière nucléaire de catégorie II

20 Le titulaire de permis ne peut produire, traiter, utiliser ou stocker une matière nucléaire de catégorie II que dans une zone protégée.

Matière nucléaire de catégorie III

21 Le titulaire de permis ne peut produire, traiter, utiliser ou stocker une matière nucléaire de catégorie III que dans l’une ou l’autre des zones suivantes :

• a) une zone protégée;
• b) toute autre zone équipée de mesures de détection, de retardement et d’intervention et conçue et construite de manière à empêcher tout accès non autorisé à cette matière.

Autres substances nucléaires

22 (1) Le titulaire de permis ne peut produire, traiter, utiliser ou stocker une substance nucléaire — autre que les matières nucléaires de catégorie I, les matières nucléaires de catégorie II et les matières nucléaires de catégorie III — dont le un niveau d’activité est égal ou supérieure à dix fois la valeur D pour cette substance que dans une zone située à l’intérieur de l’installation nucléaire qui est conçue et construite de façon à empêcher tout accès non autorisé à cette substance.

Mesures de sécurité

(2) En ce qui trait à la zone visée au paragraphe (1), le titulaire de permis est tenu :

• a) de tenir une liste des personnes qui sont autorisées à y accéder;
• b) de permettre l’accès seulement aux personnes autorisées;
• c) de mettre en Å“uvre des mesures permettant de détecter les actes ci-après et d’évaluer la réponse appropriée à ces actes :
  • (i) tout accès non autorisé à des substances nucléaires de cette zone,
  • (ii) toute altération ou tentative d’altération pouvant compromettre ou dégrader une mesure de sécurité nucléaire, nuire à son bon fonctionnement ou la rendre inopérante.

Enlèvement de substances nucléaires

23 Le titulaire de permis veille à ce qu’aucune substance nucléaire ne soit enlevée de l’installation nucléaire où il exerce des activités autorisées, sauf au titre d’un permis.

Détection d’enlèvement non autorisé

24 (1) Lorsque le titulaire de permis détecte un enlèvement non autorisé de substances nucléaires de l’installation nucléaire où il exerce des activités autorisées :

• a) d’une part, il détermine la raison de l’enlèvement non autorisé;
• b) d’autre part, il évalue l’enlèvement non autorisé et y donne suite sans délai.

Document à tenir

(2) Il tient un document où est consignée la procédure mise en place pour veiller à ce que tout enlèvement non autorisé de substance nucléaire soit traité conformément au paragraphe (1).

PARTIE 2
Sites à sécurité élevée

Définition

Définition de titulaire de permis

25 Dans la présente partie, titulaire de permis s’entend d’une personne autorisée par permis à exercer l’une des activités ci-après en vertu de la Loi relativement à un site à sécurité élevée :

• a) une activité visée à l’un des alinéas 26a), e) et f) de la Loi;
• b) la production, le raffinement, la conversion, l’enrichissement, le traitement, le retraitement, la gestion, le stockage ou l’évacuation d’une matière nucléaire de catégorie I ou d’une matière nucléaire de catégorie II.

Champ d’application

Champ d’application de la présente partie

26 La présente partie s’applique aux sites à sécurité élevée.

Demande de permis

Renseignements et documents additionnels

27 Le plan de sécurité nucléaire contenu dans la demande de permis visant un site à sécurité élevée comprend, outre les renseignements et documents exigés à l’alinéa 4a) :

• a) dans la description du système de sécurité nucléaire proposé, une description du poste central d’alarme, du poste central de secours et des barrières physiques, des structures, des dispositifs et des mesures de sécurité nucléaire pour chacune des zones protégées, des zones vitales et des zones intérieures à l’intérieur du site;
• b) une description des zones protégées, des zones vitales et des zones intérieures dans le site et des cibles potentielles de sabotage qui s’y trouvent, ainsi que l’emplacement de ces zones et de ces cibles;
• c) de l’information sur la structure organisationnelle, les fonctions et la formation des agents de sécurité nucléaire, la procédure qu’ils doivent suivre, ainsi que le nombre minimal d’agents de sécurité nucléaire et d’autres membres du personnel qui exerceront des fonctions liées à la sécurité;
• d) une description des mesures de sécurité nucléaire que le titulaire de permis mettra en Å“uvre pour permettre d’assurer une défense efficace à ce site, compte tenu des menaces de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque;
• e) une description de l’équipement, des systèmes et des procédures de communication internes et externes;
• f) les plans de déploiement tactique élaborés avec la force d’intervention externe et, le cas échéant, la force d’intervention interne nucléaire, y compris l’analyse des voies que les adversaires pourraient prendre ainsi que les délais d’intervention;
• g) pour chaque barrière physique et mesure de sécurité nucléaire visant à retarder un adversaire décrit dans la menace de référence ou dans l’évaluation de la menace et du risque, une analyse du délai fourni par cette barrière ou mesure et les données qui supportent cette analyse.

Menace de référence

Menaces cernées par la Commission

28 (1) La Commission cerne les menaces impliquant toute personne ou tout groupe qui pourrait avoir la capacité, la motivation et l’intention de tenter l’un ou l’autre des actes suivants :

• a) le sabotage d’un site à sécurité élevée;
• b) l’enlèvement non autorisé de matières nucléaires de catégorie I ou de matières nucléaires de catégorie II d’un site à sécurité élevée.

Information aux titulaires de permis

(2) La Commission informe chaque titulaire de permis de la menace de référence.

Système de sécurité nucléaire

29 (1) Le titulaire de permis conçoit un système de sécurité nucléaire en tenant compte de la menace de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque, évalue la capacité de ce système à faire face à ces menaces et le modifie au besoin.

Mesures de sécurité nucléaire

(2) Il met en œuvre des mesures de sécurité nucléaire qui permettent d’assurer une défense efficace, compte tenu de la menace de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque.

Document à tenir

(3) Il tient un document où sont consignés les processus qu’il a mis en œuvre pour concevoir et modifier le système de sécurité nucléaire.

Exigences en matière de sécurité

Agent de sécurité nucléaire

Nombre d’agents et fonctions

30 (1) Le titulaire de permis dispose en tout temps d’un nombre suffisant d’agents de sécurité nucléaire au site à sécurité élevée pour exercer les fonctions suivantes :

• a) mener des rondes de surveillance du site, y compris la zone à accès limité, le cas échéant;
• b) contrôler et surveiller les déplacements des personnes, des biens, du matériel nucléaire de catégorie I, du matériel nucléaire de catégorie II ou du matériel nucléaire de catégorie III et des véhicules au site, notamment, le cas échéant, dans la zone à accès limité;
• c) fouiller les personnes et les objets en leur possession, notamment tout véhicule terrestre, lorsqu’elles entrent ou quittent la zone protégée ou la zone intérieure;
• d) évaluer les événements de sécurité nucléaire et y donner suite;
• e) appréhender et détenir les intrus;
• f) observer et signaler les déplacements des intrus;
• g) participer à une défense efficace contre les intrus;
• h) assurer le fonctionnement du système de sécurité nucléaire et des dispositifs;
• i) exercer toute autre fonction dont les agents de sécurité nucléaire sont chargés en vertu du présent règlement.

Document à tenir

(2) Il tient un document où il consigne les fonctions de ses agents de sécurité nucléaire et en remet une copie à chacun.

Équipement à fournir

31 Le titulaire de permis fournit à chacun de ses agents de sécurité nucléaire l’équipement, les dispositifs et les vêtements nécessaires pour l’exercice de leurs fonctions.

Formation, connaissances, habiletés et qualifications

32 (1) Le titulaire de permis veille à ce que l’agent de sécurité nucléaire n’exerce une fonction que si les conditions suivantes sont réunies :

• a) l’agent de sécurité nucléaire détient la formation, les connaissances et les habiletés nécessaires pour s’acquitter de cette fonction;
• b) il est qualifié pour l’exercer.

Formation continue

(2) Le titulaire de permis veille à ce que chacun de ses agents de sécurité nucléaire participe à un programme de formation continue qui comprend de la formation sur les éléments suivants :

• a) ses fonctions lors d’une intervention en cas d’événement de sécurité nucléaire, notamment l’utilisation de la force;
• b) les procédures de sécurité et les mesures de sécurité nucléaire qui concernent ses fonctions;
• c) la menace de référence et toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque qui concerne ses fonctions;
• d) les obligations du titulaire de permis en vertu de la Loi et de ses règlements qui concernent ses fonctions.

Document à tenir

(3) Il tient un document où est consignée la formation reçue par chacun de ses agents de sécurité nucléaire.

Document à tenir : armes à feu

33 Le titulaire de permis tient un document où sont consignés les renseignements ci-après à l’égard de chacun de ses agents de sécurité nucléaire qui doit porter une arme à feu pour exercer ses fonctions :

• a) le nom de l’agent de sécurité nucléaire;
• b) des renseignements qui démontrent qu’il est formé au maniement des armes à feu, est autorisé à porter des armes à feu au Canada et est qualifié pour s’en servir;
• c) une mention indiquant s’il est un membre ou non de la force d’intervention nucléaire interne.

Forces d’intervention

Force d’intervention nucléaire interne requise

34 (1) Sous réserve du paragraphe (2), le titulaire de permis maintient une force d’intervention nucléaire interne qui, appuyée par la force d’intervention externe et les mesures de sécurité nucléaire au site à sécurité élevée, est capable d’assurer une défense efficace, compte tenu de la menace de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque.

Exception

(2) Le titulaire de permis n’est pas tenu de maintenir une force d’intervention nucléaire interne si les conditions suivantes sont remplies :

• a) il met en Å“uvre des mesures de sécurité nucléaire qui permettent d’assurer une défense efficace, compte tenu de la menace de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque;
• b) dans le cas où il prévoit de ne plus maintenir une force d’intervention nucléaire interne, il en avise la Commission par écrit au moins quatre-vingt-dix jours avant la première journée que le site fonctionnera sans force d’intervention nucléaire interne et lui fournit une description des mesures visées à l’alinéa a) et des renseignements démontrant la façon dont la mise en Å“uvre de ces mesures permettra d’assurer une défense efficace, compte tenu de la menace de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque.

Armes à feu

(3) Il veille à ce que chaque agent de sécurité nucléaire qui est membre de la force d’intervention nucléaire interne soit autorisé à porter des armes à feu au Canada, formé au maniement de celles-ci et qualifié pour s’en servir.

Équipement

(4) Il fournit aux agents de sécurité nucléaire qui sont membres de la force d’intervention nucléaire interne l’équipement, les dispositifs et les vêtements nécessaires pour effectuer une défense efficace, compte tenu de la menace de référence ou de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque.

Arrangements : force d’intervention externe

35 Les arrangements écrits pris avec la force d’intervention externe en vertu de l’article 14 à l’égard d’un site à sécurité élevée prévoient, outre ce qui est visé à cet article :

• a) les modalités permettant d’établir une capacité de communication immédiate et continue entre le poste central d’alarme, le poste d’alarme de secours, les agents de sécurité nucléaire et la force d’intervention externe;
• b) les modalités permettant, à la demande du titulaire de permis, la prestation à la force d’intervention nucléaire interne, le cas échéant, d’un soutien de la part de la force d’intervention externe afin d’effectuer une défense efficace, compte tenu de la menace de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque;
• c) les fonctions de la force d’intervention nucléaire interne, le cas échéant, lors d’une intervention en cas d’événement de sécurité nucléaire et la façon dont la force d’intervention nucléaire interne intégrera son intervention à celle de la force d’intervention externe;
• d) en l’absence de force d’intervention nucléaire interne au site, la mise à disposition d’un nombre suffisant de membres de la force d’intervention externe qui sont formés et équipés pour effectuer une défense efficace, compte tenu de la menace de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque;
• e) une consultation annuelle entre le titulaire de permis et la force d’intervention externe concernant la familiarisation avec le site et la formation continue.

Plan d’urgence

Maintien d’un plan

36 Le titulaire de permis élabore et maintient un plan d’urgence permettant d’assurer une défense efficace, compte tenu de la menace de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque.

Programme d’entraînement de sécurité et d’exercices de sécurité

Éléments du programme

37 (1) Le titulaire de permis met en Å“uvre un programme d’entraînement de sécurité et d’exercices de sécurité qui, à l’aide d’entraînements physiques et de cybersécurité et d’exercices de sécurité, permet de vérifier et d’évaluer ce qui suit :

• a) l’état de préparation du personnel de sécurité;
• b) l’efficacité de tous les éléments du plan d’urgence et du système de sécurité nucléaire, notamment les mesures de sécurité nucléaire relatives au transport des substances nucléaires.

Mise à jour du programme

(2) Le titulaire de permis met à jour le programme après chaque entraînement de sécurité ou exercice de sécurité dont le résultat indique qu’une mise à jour est nécessaire.

Entraînements de sécurité

38 (1) Le titulaire de permis tient un entraînement de sécurité au moins une fois tous les trente jours pour mettre à l’épreuve l’état de préparation du personnel de sécurité et le fonctionnement d’un ou de plusieurs éléments du plan d’urgence ou d’une ou de plusieurs mesures de sécurité nucléaire.

Participation des agents de sécurité nucléaire

(2) Le titulaire de permis veille à ce que, au moins une fois par trimestre, chaque agent de sécurité nucléaire dont les fonctions comprennent la mise en œuvre du plan d’urgence participe à un entraînement de sécurité.

Exercice de sécurité

39 (1) Le titulaire de permis tient un exercice de sécurité au moins une fois tous les deux ans, en collaboration avec la force d’intervention externe, afin de mettre les éléments suivants à l’épreuve :

• a) la capacité qu’ont tous les éléments du plan d’urgence et toutes les mesures de sécurité nucléaire à permettre d’assurer une défense efficace, compte tenu de la menace de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque;
• b) l’état de préparation du personnel de sécurité et de la force, pour faire face à la menace de référence et à toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque.

Avis à la Commission

(2) Il avise la Commission par écrit de son intention de tenir un exercice de sécurité, au moins quatre mois avant la date de sa tenue.

Documents à tenir

40 (1) Pour chaque entraînement de sécurité ou chaque exercice de sécurité qu’il tient, le titulaire de permis tient un document qui contient les renseignements suivants :

• a) les grandes lignes du scénario de l’entraînement ou de l’exercice;
• b) l’évaluation de l’état de préparation du personnel de sécurité et de la force d’intervention externe;
• c) l’évaluation de l’efficacité des éléments du plan d’urgence et des mesures de sécurité nucléaire qui ont été mis à l’épreuve;
• d) la description des mesures correctives qui sont nécessaires, compte tenu des résultats de ces évaluations.

Document à transmettre : exercice de sécurité

(2) Il transmet à la Commission, dans les cent quatre-vingts jours suivant la date à laquelle l’exercice de sécurité est terminé, une copie du document tenu pour cet exercice.

Plan de mesures correctives

41 (1) Si les mesures correctives visées à l’alinéa 40(1)d) comportent une approche par étapes, le titulaire de permis crée un plan de mesures correctives qui contient les renseignements suivants :

• a) les raisons justifiant les mesures correctives;
• b) une justification de l’approche par étapes;
• c) un échéancier qui prévoit le moment où chaque étape du plan sera terminée.

Mesures correctives

(2) Il met en œuvre les mesures correctives et, si elles comportent une approche par étapes, le fait conformément à l’échéancier prévu dans le plan de mesures correctives.

Plan de mesures correctives à transmettre

(3) Il transmet à la Commission une copie du plan de mesures correctives, le cas échéant, dans les quatre-vingt-dix jours suivant la date à laquelle l’entraînement de sécurité ou l’exercice de sécurité est terminé.

Poste central d’alarme

Poste central d’alarme

42 (1) Le titulaire de permis veille à ce que les mesures de sécurité nucléaire visées aux sous-alinéas 61(2)a)(i) et (ii) et 68(1)(a)(i) et (ii) soient surveillées à partir d’un poste central d’alarme.

Exigences

(2) Le poste central d’alarme est, à la fois :

• a) situé à l’extérieur de toute zone vitale et de toute zone intérieure;
• b) conçu, construit et situé de manière à résister à toute entrée par effraction, compte tenu de la menace de référence et de toute autre menace cernée par suite de l’évaluation de la menace et du risque;
• c) occupé en tout temps par au moins un opérateur du poste central d’alarme;
• d) conçu ou exploité de manière à empêcher qu’un seul opérateur du poste central d’alarme puisse altérer ou compromettre les mesures de sécurité nucléaire ou les désactiver sans l’autorisation du titulaire de permis;
• e) équipé de sorte qu’un opérateur du poste central d’alarme dans le poste central d’alarme puisse recevoir, évaluer et reconnaître les signaux d’alarme sonores et visuels prévus aux sous-alinéas 61(2)a)(iii) et b)(ii) et 68(1)a)(iii) et b)(ii);
• f) doté de dispositifs qui remplissent les exigences suivantes :
  • (i) ils permettent la transmission et l’enregistrement de communications protégées avec les agents de sécurité nucléaire, les préposés à la sécurité nucléaire et la force d’intervention externe,
  • (ii) ils sont conçus et installés de manière à ce que la défaillance de l’un des dispositifs n’empêche pas cette communication.

Accès

(3) Il est interdit au titulaire de permis de permettre à une personne d’entrer dans le poste central d’alarme à moins qu’elle ne doive y entrer pour exercer ses fonctions et qu’elle soit un membre du personnel de sécurité ou qu’elle y soit autorisée par le titulaire de permis.

Disponibilité opérationnelle

(4) Le titulaire de permis met en œuvre des procédures pour veiller à ce que le poste central d’alarme demeure opérationnel.

Poste d’alarme de secours

Exigences du poste

43 (1) Le titulaire de permis établit un poste d’alarme de secours qui répond aux exigences suivantes :

• a) il est indépendant du poste central d’alarme;
• b) il est conçu et équipé de manière à pouvoir exercer les mêmes fonctions que celles du poste central d’alarme dans le cas où le poste central d’alarme deviendrait non fonctionnel ou ne pourrait être utilisé.

Fonctions

(2) Le titulaire de permis veille à ce que seul le personnel de sécurité qui a reçu la formation portant sur le fonctionnement du poste d’alarme de secours en assure le fonctionnement.

Accès

(3) Il est interdit au titulaire de permis de permettre à une personne d’entrer dans le poste d’alarme de secours à moins qu’elle ne doive y avoir accès pour exercer ses fonctions et qu’elle soit un membre du personnel de sécurité ou qu’elle y soit autorisée par le titulaire de permis.

Disponibilité opérationnelle

(4) Il met en œuvre des procédures pour veiller à ce que le poste d’alarme de secours demeure opérationnel.

Mise à l’essai

(5) Le titulaire de permis met les opérations du poste d’alarme de secours à l’essai au moins une fois tous les cinq ans.

Cotes et autorisations

Cotes de sécurité

Cote donnant accès au site à sécurité élevée

Conditions

44 (1) Le titulaire de permis peut accorder une cote donnant accès au site à sécurité élevée à une personne si l’une des conditions suivantes est remplie :

• a) il a conclu, après avoir vérifié les documents et les renseignements visés au paragraphe (2) et après avoir pris en considération les facteurs visés au paragraphe (3), que la personne ne crée pas de danger inacceptable pour la santé ou la sécurité des personnes ou la sécurité du site à sécurité élevée;
• b) il a vérifié qu’elle détient :
  • (i) soit une cote donnant accès au site à sécurité élevée ou une cote de sécurité approfondie valides accordée par un autre titulaire de permis,
  • (ii) soit une autorisation de sécurité de niveau Secret ou Très secret valides accordée en vertu de la Directive sur le filtrage de sécurité.

Vérification des renseignements et des documents

(2) Pour l’application de l’alinéa (1)a), le titulaire de permis vérifie les documents et les renseignements ci-après à l’égard de la personne qui cherche à se voir accorder la cote :

• a) les renseignements et les documents visés au paragraphe 85(2);
• b) une évaluation de sécurité effectuée par le Service canadien du renseignement de sécurité.

Facteurs à considérer

(3) Pour établir la conclusion visée à l’alinéa (1)a), le titulaire de permis prend en considération les facteurs suivants :

• a) la pertinence des renseignements et des documents visés au paragraphe (2), notamment les circonstances entourant toutes condamnations en cause, la gravité, le nombre et la fréquence de ceux-ci, la date de la dernière condamnation, ainsi que toute peine ou décision;
• b) il est connu ou il existe des motifs raisonnables de soupçonner que la personne, selon le cas :
  • (i) participe ou contribue, ou a participé ou a contribué, à des infractions criminelles ou à des actes de violence contre des personnes ou des biens,
  • (ii) participe ou contribue, ou a participé ou a contribué, à des activités qui constituent des menaces envers la sécurité du Canada au sens de l’article 2 de la Loi sur le Service canadien du renseignement de sécurité,
  • (iii) est ou a été membre d’un groupe terroriste au sens du paragraphe 83.01(1) du Code criminel, ou participe ou contribue, ou a participé ou a contribué, aux activités d’un tel groupe,
  • (iv) est ou a été membre d’une organisation criminelle au sens du paragraphe 467.1(1) du Code criminel ou participe ou contribue, ou a participé ou a contribué, aux activités d’une telle organisation,
  • (v) est ou a été associée à toute personne physique qui est connue pour sa participation ou sa contribution — ou à l’égard de laquelle il existe des motifs raisonnables de soupçonner qu’elle a participé ou contribué — Ã  des activités visées aux sous-alinéas (i) ou (ii), ou qui est membre d’un groupe ou d’une organisation visés aux sous-alinéas (iii) ou (iv);
• c) il existe des motifs raisonnables de soupçonner que la personne se trouve dans une situation où elle risque d’être incitée à commettre un acte, ou à aider ou à encourager toute personne à commettre un acte, qui pourrait créer un danger inacceptable pour la santé ou la sécurité des personnes ou la sécurité du site à sécurité élevée;
• d) la personne a déjà été titulaire d’une cote qui a été révoquée en raison du fait qu’elle a fourni des renseignements faux ou trompeurs pour l’obtenir;
• e) tout autre renseignement pertinent qui lui permet d’évaluer le risque.

Période et conditions

(4) La cote donnant accès au site à sécurité élevée peut être accordée pour une durée d’au plus dix ans et est assortie des conditions nécessaires pour réduire au minimum tout risque pour la sécurité du site à sécurité élevée.

Document à tenir

(5) Le titulaire de permis qui accorde une cote donnant accès au site à sécurité élevée en vertu de l’alinéa (1)b) tient un document où est consignée la façon dont il a vérifié que la personne détient la cote ou l’autorisation visée à cet alinéa.

Cote de sécurité approfondie

Conditions

45 (1) Le titulaire de permis peut accorder une cote de sécurité approfondie à une personne si l’une des conditions suivantes est remplie :

• a) il a conclu, après avoir vérifié les documents et les renseignements visés au paragraphe (2) et après avoir pris en considération les facteurs visés au paragraphe 44(3), que la personne ne crée pas de danger inacceptable pour la santé ou la sécurité des personnes ou la sécurité du site à sécurité élevée;
• b) il a vérifié qu’elle détient :
  • (i) soit une cote de sécurité approfondie valide accordée par un autre titulaire de permis,
  • (ii) soit une autorisation de niveau Secret ou Très secret valide accordée en vertu de la Directive sur le filtrage de sécurité.

Vérification des renseignements et des documents

(2) Pour l’application de l’alinéa (1)a), le titulaire de permis vérifie les documents et les renseignements ci-après à l’égard de la personne qui cherche à se voir accorder une cote de sécurité approfondie :

• a) les renseignements et les documents visés au paragraphe 44(2);
• b) les résultats d’une vérification du crédit de cette personne.

Période et conditions

(3) La cote de sécurité approfondie peut être accordée pour une durée d’au plus cinq ans et est assortie des conditions nécessaires pour réduire au minimum tout risque pour la sécurité du site à sécurité élevée.

Documents

Liste des personnes

46 (1) Le titulaire de permis tient à jour une liste de chaque personne à qui une cote a été accordée en vertu des articles 44 ou 45 et qui indique le type de cote qu’elle détient.

Liste à transmettre

(2) Il transmet une copie du document sur demande à la Commission ou à un inspecteur.

Révocation

Conditions

47 (1) Le titulaire de permis révoque la cote donnant accès au site à sécurité élevée ou la cote de sécurité approfondie dans les cas suivants :

• a) il conclut, sur le fondement d’une enquête, que la personne qui la détient crée ou pourrait créer un danger inacceptable pour la santé ou la sécurité des personnes ou la sécurité du site à sécurité élevée;
• b) la personne n’est plus à son service ni liée par contrat avec lui;
• c) elle a terminé ses fonctions, ou celles-ci ont été suspendues ou ont pris fin;
• d) elle n’en a plus besoin pour exercer ses fonctions;
• e) elle a fourni des renseignements faux ou trompeurs pour l’obtenir.

Avis à la Commission

(2) S’il révoque une cote donnant accès au site à sécurité élevée ou une cote de sécurité approfondie en vertu des alinéas (1)a) ou e), le titulaire de permis avise par écrit la Commission de la révocation dans les cinq jours ouvrables suivant celle-ci.

Autorisations

Exceptions

Inspecteurs

48 (1) Le paragraphe 49(1) et les articles 50 et 51 ne s’appliquent pas à l’inspecteur désigné pour visiter des sites à sécurité élevée ni à la personne choisie par celui-ci en vertu de l’article 33 de la Loi pour l’accompagner.

Premier répondant

(2) Malgré le paragraphe 49(1) et les articles 50 et 51, le membre de la force d’intervention externe, l’agent de la paix ou le membre d’un service d’urgence qui doit accéder à la zone protégée, à une zone vitale ou à une zone intérieure dans le cadre de ses fonctions peut y entrer et y demeurer sans détenir une cote donnant accès au site à sécurité élevée ou une cote de sécurité approfondie et, s’il y a une urgence dans cette zone, sans détenir l’autorisation visée à l’alinéa 49(1)b) ou à l’article 52.

Accès à une zone protégée

Exigences : entrer et demeurer

49 (1) Il est interdit à toute personne d’entrer ou de demeurer dans une zone protégée à moins de répondre aux exigences suivantes :

• a) le titulaire de permis lui a accordé une cote donnant accès au site à sécurité élevée en vertu de l’article 44 ou une cote de sécurité approfondie en vertu de l’article 45;
• b) il lui a accordé l’autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone protégée en vertu des paragraphes (2) ou (3) ou l’autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone intérieure en vertu de l’article 52;
• c) si l’autorisation accordée est celle visée aux paragraphes (3) ou 52(2), la personne est escortée conformément à cette autorisation.

Autorisation : sans escorte

(2) Le titulaire de permis peut accorder à une personne l’autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone protégée sans escorte si les exigences suivantes sont remplies :

• a) il lui a accordé, à l’égard du site à sécurité élevée, une cote donnant accès au site à sécurité élevée ou une cote de sécurité approfondie;
• b) il a rédigé un rapport d’identification de celle-ci qui contient les renseignements et les documents suivants :
  • (i) ses nom, date et lieu de naissance,
  • (ii) une preuve documentaire établissant la légalité de sa présence au Canada,
  • (iii) l’adresse de sa résidence principale,
  • (iv) une photographie de sont visage vu de face,
  • (v) sa profession,
  • (vi) une preuve documentaire qui indique que le titulaire de permis lui a accordé une cote donnant accès au site à sécurité élevée,
  • (vii) les documents que le titulaire de permis a vérifiés avant de lui accorder la cote d’accès au site à sécurité élevée.

Autorisation : avec escorte

(3) Le titulaire de permis peut accorder à une personne l’autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone protégée avec escorte si les exigences suivantes sont remplies :

• a) la personne lui a fournit :
  • (i) s’agissant de toute personne âgée de dix-huit ans et plus, deux pièces d’identité valides, délivrées par une administration publique, dont au moins une avec photo,
  • (ii) s’agissant d’une personne âgée de moins de dix-huit ans, une preuve documentaire de ses nom et adresse;
• b) l’autorisation est subordonnée à la condition que la personne soit escortée en tout temps dans la zone protégée par une personne qui détient, à l’égard du site à sécurité élevée, une cote donnant accès au site à sécurité élevée ou une cote de sécurité approfondie.

Période

(4) L’autorisation visée au paragraphe (2) peut être accordée pour une durée d’au plus dix ans.

Conditions

(5) L’autorisation accordée en vertu des paragraphes (2) ou (3) est assortie des conditions nécessaires pour réduire au minimum tout risque pour la sécurité du site à sécurité élevée.

Copie des renseignements et de documents

(6) Le titulaire de permis remet sur demande à la personne visée au paragraphe (1) une copie des renseignements et des documents qu’il a en sa possession relativement à l’autorisation et qui lui ont été fournis par cette personne ou en son nom.

Accès à une zone vitale ou à une zone intérieure

Zone vitale

50 Il est interdit à toute personne d’entrer ou de demeurer dans une zone vitale à moins que le titulaire de permis ne lui ait accordé une autorisation pour cette zone en vertu des paragraphes 52(1) ou (2) et, si l’autorisation accordée est celle visée au paragraphe 52(2), que la personne soit escortée conformément à celle-ci.

Zone intérieure

51 Il est interdit à toute personne d’entrer ou de demeurer dans une zone intérieure à moins de répondre à l’une des exigences suivantes :

• a) le titulaire de permis lui a accordé une autorisation pour cette zone en vertu du paragraphe 52(1) et elle est accompagnée par une autre personne qui détient l’autorisation visée par ce paragraphe;
• b) il lui a accordé une autorisation pour cette zone en vertu du paragraphe 52(2) et elle est escortée en tout temps par deux autres personnes qui détiennent l’autorisation visée au paragraphe 52(1).

Autorisation : sans escorte

52 (1) Le titulaire de permis peut accorder à une personne l’autorisation d’entrer et de demeurer sans escorte dans une zone vitale ou une zone intérieure, selon le cas, si les exigences suivantes sont remplies :

• a) il lui a accordé une cote de sécurité approfondie à l’égard du site à sécurité élevée;
• b) elle doit y accéder pour exercer une fonction requise par le titulaire de permis.

Autorisation : avec escorte

(2) Le titulaire de permis peut accorder à une personne l’autorisation d’entrer et de demeurer avec escorte dans une zone vitale ou une zone intérieure, selon le cas, si les exigences suivantes sont remplies :

• a) la personne doit y accéder pour exercer une fonction requise par le titulaire de permis;
• b) il a obtenu les renseignements et documents suivants Ã  l’égard de la personne :
  • (i) le nom de la personne,
  • (ii) l’adresse de sa résidence principale,
  • (iii) le nom de son employeur et l’adresse professionnelle celui-ci,
  • (iv) une preuve documentaire établissant la légalité de sa présence au Canada;
• c) s’agissant d’une autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone vitale, elle est subordonnée à la condition que la personne soit escortée en tout temps dans la zone, par une personne qui est autorisée à y entrer et à y demeurer et qui est équipée d’un dispositif qui lui permet de communiquer immédiatement avec le poste central d’alarme;
• d) s’agissant d’une autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone intérieure, elle est subordonnée à la condition que la personne soit escortée en tout temps dans la zone, par deux personnes qui sont autorisées à y entrer et y demeurer, chacune étant équipée d’un dispositif qui lui permet de communiquer immédiatement avec le poste central d’alarme.

Période

(3) L’autorisation visée au paragraphe (1) peut être accordée pour une durée d’au plus cinq ans.

Conditions

(4) L’autorisation accordée en vertu des paragraphes (1) ou (2) est assortie des conditions nécessaires pour réduire au minimum tout risque pour la sécurité du site à sécurité élevée.

Copie des renseignements et de documents

(5) Le titulaire de permis remet sur demande à la personne visée au paragraphe (2) une copie des renseignements et des documents qu’il a en sa possession relativement à l’autorisation et qui lui ont été fournis par cette personne ou en son nom.

Document

Document à tenir

53 (1) Le titulaire de permis tient, pour chaque personne à qui une autorisation a été accordée en vertu des articles 49 ou 52, un document où il consigne son nom, le type d’autorisation qu’elle détient et la date à laquelle son autorisation expire.

Conservation du document

(2) Il conserve le document pendant un an après la date de l’expiration de l’autorisation ou de la révocation.

Document à transmettre

(3) Il transmet une copie du document sur demande à la Commission ou à l’inspecteur.

Document à mettre à la disposition

(4) Le titulaire du permis met une copie du document à la disposition de ses agents de sécurité nucléaire.

Personnel de sécurité

Cote de sécurité approfondie requise

54 Il est interdit au titulaire de permis de permettre à toute personne à son service ou liée par contrat avec lui d’exercer les fonctions du personnel de sécurité ou encore celles liées aux renseignements en matière de sécurité nucléaire à moins qu’elle ne détienne une cote de sécurité approfondie accordée par lui.

Agent de sécurité nucléaire

Autorisation écrite

55 (1) Il est interdit à toute personne d’agir à titre d’agent de sécurité nucléaire sans l’autorisation écrite du titulaire de permis.

Exigences relatives à l’autorisation

(2) Avant d’accorder l’autorisation à une personne, le titulaire de permis veille à ce que les exigences suivantes soient remplies :

• a) il a accordé à cette personne une cote de sécurité approfondie;
• b) elle a reçu la formation et elle a été évaluée sur les connaissances et les habiletés qu’elle possède sur les sujets ci-après dans la mesure où ils se rapportent aux fonctions des agents de sécurité nucléaire au site à sécurité élevée  :
  • (i) l’administration des premiers soins et la réanimation cardio-pulmonaire,
  • (ii) ses fonctions et responsabilités lors d’une intervention en cas d’événement de sécurité nucléaire, notamment l’utilisation de la force,
  • (iii) les procédures de sécurité et les mesures de sécurité nucléaire au site à sécurité élevée,
  • (iv) les menaces pour la sécurité nucléaire, notamment le sabotage et l’enlèvement non autorisé de substances nucléaires,
  • (v) les obligations du titulaire de permis en vertu de la Loi et de ses règlements qui concernent les fonctions de l’agent de sécurité nucléaire;
• c) si une cote de sécurité approfondie lui a déjà été accordée, elle a reçu toute la formation continue portant sur les sujets visés à l’alinéa b);
• d) il a obtenu d’elle les documents suivants :
  • (i) une preuve documentaire établissant son statut de citoyen canadien, ou de résident permanent au sens du paragraphe 2(1) de la Loi sur l’immigration et la protection des réfugiés,
  • (ii) un certificat signé par un médecin qualifié attestant qu’elle ne présente pas d’état pathologique qui l’empêcherait d’accomplir les tâches que lui confierait vraisemblablement le titulaire de permis,
  • (iii) un certificat signé soit par un conseiller en conditionnement physique reconnu par la Société canadienne de physiologie de l’exercice, soit par une personne possédant des qualifications équivalentes ou supérieures, attestant que l’état physique de la personne lui permet d’accomplir les tâches que lui confierait vraisemblablement le titulaire de permis,
  • (iv) un certificat signé par un psychologue qualifié attestant que son l’état psychologique lui permet d’accomplir les tâches que lui confierait vraisemblablement le titulaire de permis.

Évaluation du titulaire de permis

(3) Avant d’accorder l’autorisation à une personne, le titulaire de permis évalue sa connaissance des procédures de sécurité et des mesures de sécurité nucléaire qui concernent ses fonctions, ainsi que sa capacité à les exercer.

Période et conditions

(4) L’autorisation peut être accordée pour une durée d’au plus cinq ans et est assortie des conditions nécessaires pour réduire au minimum tout risque pour la sécurité du site à sécurité élevée.

Copie des renseignements et des documents

(5) Le titulaire de permis remet sur demande à la personne visée au paragraphe (2) une copie des renseignements ou des documents qu’il a en sa possession relativement à l’autorisation et qui lui ont été fournis par cette personne ou en son nom.

Préposé à la sécurité nucléaire

Autorisation écrite

56 (1) Il est interdit à toute personne d’agir à titre de préposé à la sécurité nucléaire à moins que le titulaire de permis ne lui ait accordé l’autorisation écrite d’agir à ce titre et, si l’autorisation accordée est celle visée au paragraphe (3), que la personne soit escortée conformément au paragraphe (4).

Autorisation : sans escorte

(2) Le titulaire de permis peut accorder à une personne l’autorisation d’agir à titre de préposé à la sécurité nucléaire sans escorte s’il lui a accordé une cote de sécurité approfondie à l’égard du site à sécurité élevée.

Autorisation : avec escorte

(3) Le titulaire de permis peut accorder à une personne l’autorisation d’agir à titre de préposé à la sécurité nucléaire avec escorte s’il a obtenu les renseignements et documents suivants à l’égard de la personne :

• a) le nom de la personne;
• b) l’adresse de sa résidence principale;
• c) le nom de son employeur et l’adresse professionnelle de celui-ci;
• d) une copie de deux pièces d’identité valides, délivrées par une administration publique, dont au moins une avec photo.

Conditions : escorte requise

(4) L’autorisation accordée en vertu du paragraphe (3) est assortie des conditions suivantes :

• a) la personne n’entre ou ne demeure dans une zone protégée ou une zone intérieure à seule fin d’exercer les fonctions que le titulaire de permis requiert;
• b) lorsqu’elle est dans une zone protégée, elle est escortée en tout temps par une personne qui détient l’autorisation visée au paragraphe (2);
• c) lorsqu’elle est dans une zone vitale, elle est escortée en tout temps par une personne qui détient l’autorisation visée au paragraphe (2);
• d) lorsqu’elle est dans une zone intérieure, elle est escortée en tout temps par une personne qui détient l’autorisation visée au paragraphe (2) et deux autres personnes qui détiennent l’autorisation d’entrer et de demeure dans une zone intérieure avec escorte.

Période

(5) L’autorisation visée au paragraphe (2) peut être accordée pour une durée d’au plus cinq ans.

Conditions

(6) L’autorisation accordée en vertu des paragraphes (2) ou (3) est assortie des conditions nécessaires pour réduire au minimum tout risque pour la sécurité du site à sécurité élevée.

Copie des renseignements et des documents

(7) Le titulaire de permis remet sur demande à la personne visée au paragraphe (2) une copie des renseignements et des documents qu’il a en sa possession relativement à l’autorisation et qui lui ont été fournis par cette personne ou en son nom.

Opérateur du poste central d’alarme

Autorisation écrite

57 (1) Il est interdit à toute personne d’agir à titre d’opérateur du poste central d’alarme sans l’autorisation écrite du titulaire de permis.

Exigences relatives à l’autorisation

(2) Avant d’accorder l’autorisation à une personne, le titulaire de permis veille à ce que les exigences suivantes soient remplies :

• a) il a accordé à cette personne une cote de sécurité approfondie;
• b) elle a reçu la formation sur les sujets suivants :
  • (i) le fonctionnement du poste central d’alarme,
  • (ii) ses fonctions lors d’une intervention en cas d’événement de sécurité nucléaire,
  • (iii) les procédures de sécurité et les mesures de sécurité nucléaire au site à sécurité élevée,
  • (iv) les menaces pour la sécurité nucléaire, notamment le sabotage et l’enlèvement non autorisé de substances nucléaires,
  • (v) les obligations du titulaire de permis en vertu de la Loi et de ses règlements qui concernent les fonctions de l’opérateur du poste central d’alarme;
• c) elle lui a fourni les documents suivants :
  • (i) une preuve documentaire établissant son statut de citoyen canadien, ou de résident permanent au sens du paragraphe 2(1) de la Loi sur l’immigration et la protection des réfugiés,
  • (ii) un certificat signé par un médecin qualifié attestant qu’elle ne présente pas d’état pathologique qui l’empêcherait d’accomplir les tâches que lui confierait vraisemblablement le titulaire de permis,
  • (iii) un certificat signé par un psychologue qualifié attestant que son état psychologique lui permet d’accomplir les tâches que lui confierait vraisemblablement le titulaire de permis.

Période et conditions

(3) L’autorisation peut être accordée pour une durée d’au plus cinq ans et est assortie des conditions nécessaires pour réduire au minimum tout risque pour la sécurité du site à sécurité élevée.

Copie des renseignements et des documents

(4) Le titulaire de permis remet sur demande à la personne visée au paragraphe (2) une copie des renseignements et des documents qu’il a en sa possession relativement à l’autorisation et qui lui ont été fournis par cette personne ou en son nom.

Document

Liste des personnes

58 (1) Le titulaire de permis tient à jour une liste de chaque personne à qui une autorisation a été accordée en vertu des articles 55, 56 ou 57 et qui indique le type d’autorisation qu’elle détient.

Liste à transmettre

(2) Il transmet une copie du document sur demande à la Commission ou à un inspecteur.

Révocation

Conditions

59 (1) Le titulaire de permis révoque l’autorisation accordée à une personne sous le régime de la présente partie dans les cas suivants :

• a) il conclut, sur le fondement d’une enquête, que la personne qui la détient crée ou pourrait créer un danger inacceptable pour la santé ou la sécurité des personnes ou la sécurité du site à sécurité élevée;
• b) la personne n’est plus à son service ni liée par contrat avec lui;
• c) elle a terminé ses fonctions, ou celles-ci ont été suspendues ou ont pris fin;
• d) elle n’en a plus besoin pour exercer ses fonctions;
• e) elle a fourni des renseignements faux ou trompeurs pour l’obtenir.

Avis à la Commission

(2) S’il révoque une autorisation en vertu des alinéas (1)a) ou e), le titulaire de permis avise par écrit la Commission de la révocation dans les cinq jours ouvrables suivant celle-ci.

Mesures de sécurité nucléaire

Alimentation électrique

Alimentation électrique sans interruption

60 Le site à sécurité élevée est muni de dispositifs qui, en cas de panne de courant, fournissent une alimentation électrique sans interruption, et ce, assez longtemps pour qu’une source continue d’alimentation électrique secondaire puisse entrer en fonction et alimenter toutes les mesures de sécurité essentielles qui sont alimentées par une source d’énergie électrique et qui sont décrites dans le plan de sécurité nucléaire.

Zone protégée

Périmètre entouré d’une barrière physique

61 (1) La zone protégée est entourée par une barrière physique aménagée le long de son périmètre.

Autres mesures de sécurité nucléaire

(2) Le périmètre d’une zone protégée soit, selon le cas :

• a) est protégé par les mesures de sécurité nucléaire suivantes :
  • (i) au moins deux mesures de sécurité nucléaire indépendantes qui détectent toute intrusion ou toute tentative d’intrusion et sont conçues et installées de manière à ce que la défaillance d’une mesure n’empêche pas la détection de l’intrusion ou tentative d’intrusion et le déclenchement d’un signal d’alarme,
  • (ii) une mesure de sécurité nucléaire qui détecte toute altération ou tentative d’altération pouvant nuire au fonctionnement des mesures visées aux sous-alinéas (i) ou (iv) ou les rendre inopérantes,
  • (iii) lors de la détection d’un acte visé aux sous-alinéas (i) ou (ii), une mesure de sécurité nucléaire qui déclenche un signal d’alarme continu qui peut être vu et entendu à partir du poste central d’alarme et qui ne peut être interrompu que par un opérateur du poste central d’alarme à partir de ce poste,
  • (iv) au moins deux mesures de sécurité nucléaire indépendantes qui facilitent l’évaluation immédiate de la cause du signal d’alarme par un opérateur du poste central d’alarme;
• b) demeure sous la surveillance visuelle directe d’un agent de sécurité nucléaire qui est muni, à la fois :
  • (i) d’un dispositif qui permet la communication avec le poste central d’alarme,
  • (ii) d’un dispositif capable de déclencher un signal d’alarme continu qui peut être vu et entendu à partir du poste central d’alarme et qui ne peut être interrompu que par un opérateur du poste central d’alarme à partir de ce poste.

Conception, construction et mise en Å“uvre

(3) La barrière physique est conçue, et construite et les autres mesures de sécurité nucléaire sont conçues et mises en Å“uvre de telle sorte qu’ensemble elles :

• a) laissent suffisamment de temps à la force d’intervention externe ou, le cas échéant, à la force d’intervention nucléaire interne d’intervenir en cas d’intrusion dans la zone protégée;
• b) réduisent le risque d’entrée par effraction d’un véhicule dans la zone protégée.

Installations de sécurité

(4) Les installations de sécurité permanentes, tels les postes de garde et les sas pour véhicule, peuvent être jointes à la barrière physique pourvu qu’une barrière continue soit maintenue.

Moyens d’entrée ou de sortie

(5) Les grilles, portes, fenêtres ou autres moyens d’entrée ou de sortie aménagés dans la barrière physique satisfont aux exigences suivantes :

• a) ils sont construits de façon à pouvoir être fermés et bien verrouillés de manière à résister aux entrées non autorisées;
• b) ils demeurent fermés et bien verrouillés, sauf lorsqu’une personne ou un véhicule terrestre entre dans la zone protégée ou quitte celle-ci sous la surveillance visuelle directe d’un agent de sécurité nucléaire.

Zones libres

62 (1) De part et d’autre la barrière physique visée au paragraphe 61(1) est aménagée d’une zone libre qui est dégagée de toute structure, de tout équipement ou de tout autre obstacle et qui est assez grand pour permettre l’observation libre des mouvements de toute personne ou de tout objet qui s’y trouve.

Éclairage

(2) La zone libre est éclairée continuellement et uniformément à une intensité suffisante pour voir clairement et évaluer la présence de toute personne ou de tout objet qui s’y trouve.

Barrières pour véhicules et navires

63 Le périmètre de la zone protégée est protégé par une mesure de sécurité nucléaire qui est conçue de manière à empêcher l’entrée par effraction d’un véhicule terrestre — et, si la zone protégée est située à côté d’une étendue d’eau, d’un navire — dans la zone protégée.

Zone vitale

Procédure d’identification

64 Le titulaire de permis établit une procédure pour cerner les zones vitales et tient un document dans lequel la procédure est consignée.

Mesures de sécurité nucléaire

65 (1) La zone vitale est protégée par des mesures de sécurité nucléaire qui, à la fois :

• a) s’ajoutent à celles qui protègent la zone protégée;
• b) contrôlent l’accès à la zone vitale;
• c) détectent l’accès non autorisé à la zone vitale;
• d) retardent suffisamment les adversaires décrits dans la menace de référence ou dans l’évaluation de la menace et du risque pour permettre d’assurer une défense efficace;
• e) déclenchent un signal d’alarme qui peut être vu et entendu à partir du poste central d’alarme et qui ne peut être interrompu que par un opérateur du poste central d’alarme à partir de ce poste lorsqu’un moyen d’entrée ou de sortie qui est laissé sans surveillance est ouvert;
• f) sont surveillées pour assurer la détection et l’évaluation de toute altération ou tentative d’altération de ces mesures.

Moyens d’entrée ou de sortie verrouillés

(2) Les grilles, portes, fenêtres et autres moyens d’entrées ou de sortie dans la zone vitale sont bien verrouillés lorsqu’ils sont laissés sans surveillance.

Liste des personnes

66 Le titulaire de permis tient à jour une liste de toutes les personnes ayant accès aux clés, aux cartes d’accès ou à tout autre système — y compris un système informatique — qui contrôlent l’accès à une zone vitale.

Zone intérieure

Structure fermée

67 (1) La zone intérieure est entourée d’une structure fermée qui :

• a) d’une part, est située à une distance d’au moins 5 m à partir de tout point de la barrière physique entourant la zone protégée;
• b) d’autre part, est conçue et construite de façon à empêcher quiconque a accédé sans autorisation à des matières nucléaires de catégorie I d’enlever ces matières nucléaires de la zone intérieure avant qu’une défense efficace puisse être effectuée.

Moyen d’entrée ou de sortie

(2) Les grilles, portes, fenêtres ou autres moyens d’entrées ou de sortie aménagés dans la structure fermée demeurent fermés et bien verrouillés à l’aide d’un dispositif qui ne peut être déverrouillé de l’extérieur de la structure que par deux personnes autorisées au titre du paragraphe 52(1) utilisant simultanément un moyen de contrôle d’accès.

Mesures de sécurité nucléaire

68 (1) La zone intérieure, selon le cas :

• a) soit est protégée par les mesures de sécurité nucléaire ci-après qui s’ajoutent à celles qui protègent la zone protégée :
  • (i) au moins deux mesures de sécurité nucléaire indépendantes qui détectent toute intrusion dans la zone intérieure, tout déplacement non autorisé à l’intérieur de celle-ci et toute sortie non autorisée,
  • (ii) une mesure de sécurité nucléaire qui détecte toute altération ou tentative d’altération pouvant nuire au fonctionnement des mesures visées aux sous-alinéas (i) ou (v) ou les rendre inopérantes,
  • (iii) une mesure de sécurité nucléaire, lors de la détection d’un acte visé aux sous-alinéas (i) ou (ii), qui déclenche les signaux d’alarme continus et indépendants suivants :
    • (A) une alarme qui peut être vue et entendue à partir du poste central d’alarme, qui ne peut être interrompue que par un opérateur du poste central d’alarme à partir de ce poste,
    • (B) une alarme qui peut être vue et entendue à partir d’au moins un autre endroit occupé à l’extérieur de la zone intérieure, qui ne peut être interrompue qu’à partir de cet endroit par une personne autorisée au titre du paragraphe 52(1),
  • (iv) au moins deux mesures de sécurité nucléaire indépendantes qui facilitent l’évaluation immédiate de la cause d’un signal alarme,
  • (v) une mesure de sécurité nucléaire qui détecte l’enlèvement non autorisé de toute matière nucléaire de catégorie I, toute matière nucléaire de catégorie II ou toute matière nucléaire de catégorie III de la zone intérieure;
• b) soit demeure sous la surveillance visuelle directe d’un agent de sécurité nucléaire qui est muni, à la fois :
  • (i) d’un dispositif qui permet la communication avec le poste central d’alarme,
  • (ii) d’un dispositif capable de déclencher un signal d’alarme continu qui peut être vu et entendu à partir du poste central d’alarme et à partir d’au moins un autre endroit occupé à l’extérieur de la zone intérieure, et qui ne peut être interrompu que par un opérateur du poste central d’alarme à partir de ce poste ou à partir d’un autre endroit par une personne autorisée au titre de du paragraphe 52(1).

Contrôle de l’accès

(2) La zone intérieure est protégée par des mesures de sécurité nucléaire qui, à la fois :

• a) contrôlent l’accès à la zone intérieure;
• b) enregistrent chaque tentative d’accès à la zone intérieure et vérifient l’identité de toute personne autorisée qui y accède;
• c) sont surveillées pour assurer la détection et l’évaluation de toute altération ou tentative d’altération de ces mesures.

Contrôle de l’accès

Interdictions

Personnes non autorisées

69 (1) Il est interdit au titulaire de permis de permettre à une personne non autorisée d’entrer ou de demeurer dans les zones suivantes :

• a) une zone protégée;
• b) une zone vitale;
• c) une zone intérieure.

Accès sans l’escorte requise

(2) Il est interdit au titulaire de permis de permettre à la personne à qui a été accordée une autorisation d’entrer ou de demeurer dans une zone protégée, une zone vitale ou une zone intérieure avec escorte d’y entrer ou d’y demeurer sans être escortée conformément à son autorisation.

Signalement d’une personne non autorisée

70 Quiconque détecte dans une zone protégée, une zone vitale ou une zone intérieure la présence d’une personne dont il a des motifs raisonnables de croire qu’elle n’est pas autorisée à s’y trouver est tenu de le signaler immédiatement à un agent de sécurité nucléaire.

Armes, substances explosives et articles dangereux

71 Le titulaire de permis veille :

• a) à ce qu’aucune arme ne soit apportée dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf si elles sont sous le contrôle d’un agent de la paix, d’un agent de sécurité nucléaire ou d’un membre de la force d’intervention nucléaire interne ou de la force d’intervention externe, qui doit accéder à la zone dans l’exercice de ses fonctions;
• b) à ce qu’aucune substance explosive ne soit apportée dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf dans les cas suivants :
  • (i) la substance est sous le contrôle d’un agent de la paix, d’un agent de sécurité nucléaire ou d’un membre de la force d’intervention nucléaire interne ou de la force d’intervention externe qui doit accéder à la zone dans l’exercice de ses fonctions,
  • (ii) la substance est nécessaire pour des besoins opérationnels et elle est sous le contrôle d’une personne qui est autorisée par le titulaire de permis et qui est escortée en tout temps par un agent de sécurité nucléaire;
• c) à ce qu’aucun article dangereux ne soit apporté dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf s’il est nécessaire pour des besoins opérationnels.

Enlèvement de matières nucléaires

72 (1) Le titulaire de permis veille à ce qu’aucune matière nucléaire de catégorie I, aucune matière nucléaire de catégorie II ou aucune matière nucléaire de catégorie III ne soit enlevée d’une zone protégée ou d’une zone intérieure, sauf au titre d’un permis.

Zone vitale

(2) Le titulaire de permis veille à ce qu’aucune matière nucléaire de catégorie I, aucune matière nucléaire de catégorie II ou aucune matière nucléaire de catégorie III ne soit enlevée d’une zone vitale sans son autorisation.

Activités interdites

73 Il est interdit à quiconque :

• a) d’apporter des armes dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf si la personne est un agent de la paix, un agent de sécurité nucléaire ou un membre de la force d’intervention nucléaire interne ou de la force d’intervention externe, qui doit accéder à l’installation dans l’exercice de ses fonctions;
• b) d’apporter une substance explosive dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf dans les cas suivants :
  • (i) la personne est un agent de la paix, un agent de sécurité nucléaire ou un membre de la force d’intervention nucléaire interne ou de la force d’intervention externe qui doit accéder à la zone dans l’exercice de ses fonctions,
  • (ii) la personne est autorisée par le titulaire de permis et elle est escortée en tout temps par un agent de sécurité nucléaire et la substance est nécessaire pour des besoins opérationnels;
• c) d’apporter des articles dangereux dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf s’ils sont nécessaires pour des besoins opérationnels;
• d) d’enlever toute matière nucléaire de catégorie I, toute matière nucléaire de catégorie II ou toute matière nucléaire de catégorie III d’une zone protégée, d’une zone vitale ou d’une zone intérieure sans l’autorisation du titulaire de permis.

Vérification de l’identité

Zone protégée

74 L’identité de toute personne à qui a été accordée une autorisation en vertu de l’article 49 est vérifiée par le titulaire de permis à l’aide de deux systèmes de vérification d’identité séparés dont l’un utilise des données biométriques, avant que cette personne n’entre dans une zone protégée.

Zone vitale

75 Le titulaire de permis vérifie et enregistre l’identité de toute personne qui entre dans une zone vitale.

Accès des véhicules

Véhicule terrestre

76 Il est interdit au titulaire de permis de permettre à un véhicule terrestre d’entrer dans une zone protégée, une zone vitale ou une zone intérieure, sauf pour des besoins opérationnels.

Accès des véhicules

77 (1) Le titulaire de permis veille à ce que les véhicules terrestres n’utilisent pour entrer dans une zone protégée ou pour en sortir, qu’un sas pour véhicule ou, si cela est nécessaire pour des besoins opérationnels, une ouverture munie de deux barrières mobiles.

Barrières ne devant pas être ouvertes

(2) Les barrières mobiles dont sont munis le sas pour véhicule ou l’ouverture ne doivent pas être ouvertes en même temps, sauf en cas d’urgence ou si cela est nécessaire pour des besoins opérationnels.

Ouverture des deux barrières

(3) Lorsque les deux barrières mobiles du sas pour véhicule ou l’ouverture sont ouvertes en même temps, le sas pour véhicule ou l’ouverture est, selon de cas :

• a) soit occupé par au moins un agent de sécurité nucléaire équipé d’un véhicule terrestre;
• b) soit protégé par d’autres mesures de sécurité nucléaire qui servent à prévenir tout accès non autorisé à la zone protégée.

Accès à la zone intérieure

Moyen d’entrée ou de sortie

78 (1) Il est interdit au titulaire de permis de permettre qu’une grille, une porte, une fenêtre ou tout autre moyen d’entrée ou de sortie aménagé dans la structure entourant une zone intérieure soit déverrouillé, ouvert ou tenu ouvert, sauf s’il est tenu ouvert seulement pendant le temps nécessaire à l’entrée de personnes ou d’objets dans la zone intérieure ou à leur sortie de celle-ci ou à la réalisation d’un besoin opérationnel.

Surveillance visuelle directe

(2) Lorsque le moyen d’entrée ou de sortie est déverrouillé, ouvert ou tenu ouvert, le titulaire de permis veille à ce qu’il demeure sous la surveillance visuelle directe d’un agent de sécurité nucléaire exclusivement affecté à cette tâche.

Déverrouillage de l’extérieur

(3) Il est interdit au titulaire de permis de permettre qu’une grille, une porte, une fenêtre ou tout autre moyen d’entrée ou de sortie aménagé dans la structure entourant une zone intérieure soit déverrouillé de l’extérieur, sauf s’il l’est par deux personnes autorisées à entrer dans la zone intérieure, dont au moins une est un agent de sécurité nucléaire.

Personne devant être accompagnée

79 La personne autorisée à entrer et à demeurer dans une zone intérieure au titre du paragraphe 52(1) ne peut y entrer que si elle est accompagnée par une autre personne qui est autorisée à y entrer au titre de ce paragraphe et qu’elle restent en contact visuel avec l’autre personne.

Fouilles

Panneaux : site à sécurité élevée

80 (1) Le titulaire de permis affiche, à proximité de l’endroit où la fouille des personnes est effectuée, des panneaux bien en vue de toute personne s’apprêtant à y entrer qui indiquent, en français et en anglais, que toute personne qui entre et qui sort du site et les objets en sa possession, notamment tout véhicule terrestre :

• a) à l’entrée du site, sont fouillés par un agent de sécurité nucléaire — Ã  l’aide des dispositifs de dépistage et de contrôle nécessaires — pour détecter la présence d’armes, de substances explosives ou d’articles dangereux et, s’agissant d’un véhicule terrestre, la présence de personnes non autorisées;
• b) à la sortie du site, sont fouillés par un agent de sécurité nucléaire pour détecter la présence de matières nucléaires de catégorie I, de matières nucléaires de catégorie II et de matières nucléaires de catégorie III à l’aide de dispositifs capables de détecter ces matières.

Panneaux : zones protégées et zones intérieures

(2) Le titulaire de permis affiche, à proximité de l’endroit où la fouille des personnes est effectuée, des panneaux bien en vue de toute personne s’apprêtant à y entrer qui indiquent, en français et en anglais, que toute personne qui entre et qui sort de la zone et les objets en sa possession, notamment tout véhicule terrestre :

• a) à l’entrée de la zone, sont fouillés par un agent de sécurité nucléaire — Ã  l’aide des dispositifs de dépistage et de contrôle nécessaires — pour détecter la présence d’armes, de substances explosives ou d’articles dangereux et, s’agissant d’un véhicule terrestre, la présence de personnes non autorisées;
• b) à la sortie de la zone, sont fouillés par un agent de sécurité nucléaire pour détecter la présence de matières nucléaires de catégorie I, de matières nucléaires de catégorie II et de matières nucléaires de catégorie III à l’aide des dispositifs capables de détecter ces matières.

Fouille à l’entrée

81 (1) Sous réserve du paragraphe (3), il est interdit au titulaire de permis de permettre à quiconque d’entrer dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf si la personne et les objets en sa possession, notamment tout véhicule terrestre, sont fouillés par un agent de sécurité nucléaire — Ã  l’aide des dispositifs de contrôle et de détection nécessaires — pour détecter la présence d’armes, de substances explosives et d’articles dangereux, et, s’agissant d’un véhicule terrestre, la présence de personnes non autorisées.

Fouille à la sortie

(2) Sous réserve du paragraphe (3), le titulaire de permis veille à ce que toute personne qui quitte une zone protégée ou une zone intérieure et les objets en sa possession, notamment tout véhicule terrestre, soient fouillées par un agent de sécurité nucléaire pour détecter la présence de matières nucléaires de catégorie I, de matières nucléaires de catégorie II et de matières nucléaires de catégorie III à l’aide de dispositifs capables de détecter ces matières.

Exceptions

(3) Les personnes ci-après ne sont pas soumises à la fouille visée aux paragraphes (1) ou (2) :

• a) l’agent de sécurité nucléaire dont l’identité a été vérifiée conformément à l’article 74 et qui, dans l’exercice de ses fonctions, doit accéder à la zone protégée ou à la zone intérieure ou en sortir;
• b) la personne qui, si elle détient une autorisation d’entrer dans la zone avec une escorte, est ou a été escortée conformément à cette autorisation et qui démontre à un agent de sécurité nucléaire — par la présentation de pièces d’identité ou d’autre preuve — qu’elle est un membre de la force d’intervention externe, un agent de la paix ou un membre d’un service d’urgence qui, dans l’exercice de ses fonctions, doit accéder ou à la zone protégée ou à la zone intérieure ou en sortir.

Fouille après l’entrée

(4) Il est interdit au titulaire de permis, s’il a des motifs raisonnables de soupçonner qu’une personne se trouvant dans une zone protégée ou une zone intérieure a en sa possession l’un ou l’autre des articles ci-après, de lui permettre de demeurer dans la zone en question à moins qu’un agent de sécurité nucléaire ne la fouille ainsi que les objets en sa possession, notamment tout véhicule terrestre, pour ces articles :

• a) des armes, des substances explosives qui ne sont pas sous le contrôle d’un agent de sécurité nucléaire ou d’un membre de la force d’intervention nucléaire interne ou de la force d’intervention externe;
• b) des articles dangereux qui ne sont pas nécessaires pour des besoins opérationnels;
• c) des matières nucléaires de catégorie I, des matières nucléaires de catégorie II ou des matières nucléaires de catégorie III dont l’enlèvement n’est pas autorisé par le titulaire de permis.

Tenue de la fouille

(5) La fouille d’une personne qui est effectuée en vertu du présent article, selon le cas :

• a) est menée de façon non intrusive à l’aide d’un détecteur portatif, d’un portique muni d’un détecteur de métal ou de tout autre dispositif semblable;
• b) si cela est jugé nécessaire au maintien de la sécurité par un agent de sécurité nucléaire, prend la forme d’une fouille manuelle menée par une personne du même sexe que la personne qui y est soumise et s’étendant de la tête aux pieds, sur le devant et l’arrière du corps, autour des jambes et dans les replis des vêtements, les poches et les chaussures.

Fouille des véhicules terrestres

(6) Si le site à sécurité élevée est muni d’un sas pour véhicule, la fouille des véhicules terrestres exigée par le présent article est effectuée dans le sas pour véhicule.

Interdiction

82 Il est interdit à quiconque refuse de se soumettre à la fouille exigée par l’article 81 d’entrer dans une zone protégée ou dans une zone intérieure.

PARTIE 3
Autres installations nucléaires

Définition

Définition de titulaire de permis

83 Dans la présente partie, titulaire de permis s’entend d’une personne autorisée par permis à exercer l’une des activités ci-après en vertu de la Loi relativement à une installation nucléaire visée à l’alinéa 3c) du présent règlement :

• a) une activité visée à l’un des alinéas 26a), e) et f) de la Loi;
• b) la production, le raffinement, la conversion, l’enrichissement, le traitement, le retraitement, la gestion, le stockage ou l’évacuation d’une substance nucléaire.

Champ d’application

Champ d’application de la présente partie

84 La présente partie s’applique aux installations nucléaires visées à l’alinéa 3c).

Cote de sécurité donnant accès à l’installation

Conditions

85 (1) Le titulaire de permis peut accorder une cote de sécurité donnant accès à l’installation à une personne si l’une des conditions suivantes est remplie :

• a) il a conclu, après avoir vérifié les documents et les renseignements visés au paragraphe (2), que la personne ne crée pas de danger inacceptable pour la santé ou la sécurité des personnes ou la sécurité de l’installation nucléaire;
• b) il a vérifié que la personne détient :
  • (i) soit une cote de sécurité donnant accès à l’installation, une cote donnant accès au site à sécurité élevée ou une cote de sécurité approfondie valides accordée par un autre titulaire de permis,
  • (ii) soit une cote de fiabilité ou une autorisation de niveau Secret ou Très secret valides accordée en vertu de la Directive sur le filtrage de sécurité.

Vérification des renseignements et des documents

(2) Pour l’application de l’alinéa (1)a), le titulaire de permis vérifie les documents et les renseignements ci-après à l’égard de la personne qui cherche à se voir accorder la cote de sécurité donnant accès à l’installation :

• a) deux pièces d’identité valides, délivrées par une administration publique, dont au moins une avec photo;
• b) le document où est consigné le résultat d’une vérification du casier judiciaire, notamment un vérification faite à partir d’empreintes digitales;
• c) ses antécédents personnels pour les cinq dernières années, à savoir ses études, ses compétences professionnelles, ses antécédents professionnels et ses références personnelles, ou, si ses antécédents personnels ne peuvent être établis pour cette période, des renseignements relatifs à sa fiabilité, notamment, s’ils sont accessibles, les résultats d’une vérification de casier judiciaire faite dans chaque pays où elle a résidé pendant au moins un an au cours des cinq dernières années.

Période et conditions

(3) La cote de sécurité donnant accès à l’installation peut être accordée pour une durée d’au plus dix ans et doit être assortie des conditions nécessaires pour réduire au minimum tout risque pour la sécurité de l’installation nucléaire.

Document à tenir

(4) Le titulaire de permis qui accorde une cote de sécurité donnant accès à l’installation en application de l’alinéa (1)b) tient un document où est consignée la façon dont il a vérifié que la personne détient la cote ou l’autorisation visée à cet alinéa.

Liste des personnes

86 (1) Le titulaire de permis tient à jour une liste de chaque personne à qui il a accordé une cote de sécurité donnant accès à l’installation.

Liste à transmettre

(2) Il transmet une copie de la liste sur demande à la Commission ou à l’inspecteur.

Révocation

87 (1) Le titulaire de permis révoque la cote de sécurité donnant accès à l’installation dans les cas suivants :

• a) il conclut, sur le fondement d’une enquête, que la personne qui la détient crée ou pourrait créer un danger inacceptable pour la santé ou la sécurité des personnes ou la sécurité de l’installation nucléaire;
• b) la personne n’est plus à son service ni liée par contrat avec lui;
• c) elle a terminé ses fonctions, ou celles-ci ont été suspendues ou ont pris fin;
• d) elle n’en a plus besoin pour exercer ses fonctions;
• e) elle a fourni des renseignements faux ou trompeurs pour l’obtenir.

Avis à la Commission

(2) S’il révoque une cote de sécurité donnant accès à l’installation en vertu des alinéas (1)a) ou e), le titulaire de permis avise par écrit la Commission de la révocation dans les cinq jours ouvrables suivant celle-ci.

Contrôle de l’accès

Accès à l’installation nucléaire

Entrer ou demeurer dans l’installation nucléaire

88 (1) Il est interdit à toute personne d’entrer ou de demeurer dans une installation nucléaire où le titulaire de permis exerce des activités autorisées à moins qu’elle ne remplisse l’une des exigences suivantes :

• a) elle détient une cote de sécurité donnant accès à l’installation accordée par le titulaire de permis à l’égard de cette installation;
• b) elle est escortée en tout temps par une personne qui détient une telle cote;
• c) elle est un inspecteur désigné pour visiter des installations nucléaires ou une personne choisie par l’inspecteur en vertu de l’article 33 de la Loi pour l’accompagner.

Escorte non requise

(2) Malgré l’alinéa (1)b), le membre de la force d’intervention externe, l’agent de la paix ou le membre d’un service d’urgence n’est pas tenu d’être escorté s’il y a une urgence à l’installation nucléaire et qu’il doit y accéder dans le cadre de ses fonctions.

Obligation du titulaire de permis

89 (1) Le titulaire de permis s’assure que toute personne qui entre ou qui demeure dans l’installation nucléaire où il exerce des activités autorisées soit permise d’y entrer ou d’y demeurer en vertu du paragraphe 88(1).

Vérification de l’identité

(2) Il établit et met en Å“uvre une procédure afin de contrôler l’accès à l’installation nucléaire et de vérifier l’identité de chaque personne qui entre dans l’installation, autre que celle visée à l’alinéa 88(1)c), de la façon suivante :

• a) s’agissant d’une personne qui détient une cote de sécurité donnant accès à l’installation, par la présentation d’une preuve de sa cote et l’utilisation d’un dispositif capable de vérifier son identité;
• b) s’agissant de toute autre personne âgée de dix-huit ans et plus, par la présentation de deux pièces d’identité valides, délivrées par une administration publique, dont au moins une avec photo;
• c) s’agissant d’une personne âgée de moins de dix-huit ans, par la présentation d’une preuve documentaire de ses nom et adresse.

Armes, substances explosives et articles dangereux

90 Le titulaire de permis veille :

• a) à ce qu’aucune arme ne soit apportée dans une installation nucléaire, sauf si elle est sous le contrôle d’un agent de la paix ou d’un membre de la force d’intervention externe, qui doit accéder à l’installation dans l’exercice de ses fonctions;
• b) à ce qu’aucune substance explosive ne soit apportée dans une installation nucléaire, sauf dans les cas suivants :
  • (i) la substance est sous le contrôle d’un agent de la paix ou d’un membre de la force d’intervention externe qui doit accéder à l’installation dans l’exercice de ses fonctions,
  • (ii) la substance est nécessaire pour des besoins opérationnels et elle est sous le contrôle d’une personne qui est autorisée par le titulaire de permis et qui est sous la surveillance visuelle directe d’une personne autorisée par le titulaire de permis;
• c) à ce qu’aucun article dangereux ne soit apporté dans une installation nucléaire, sauf s’il est nécessaire pour des besoins opérationnels.

Activités interdites

91 Il est interdit à quiconque :

• a) d’apporter des armes dans une installation nucléaire, sauf si la personne est un agent de la paix ou un membre de la force d’intervention externe, qui doit accéder à l’installation dans l’exercice de ses fonctions;
• b) d’apporter des substances explosives dans une installation nucléaire, sauf dans les cas suivants :
  • (i) la personne est un agent de la paix ou un membre de la force d’intervention externe qui doit accéder à l’installation dans l’exercice de ses fonctions,
  • (ii) la personne qui apporte la substance dans l’installation nucléaire y est autorisée par le titulaire de permis, et elle est sous la surveillance visuelle directe d’une personne autorisée par le titulaire de permis et la substance est nécessaire pour des besoins opérationnels;
• c) d’apporter des articles dangereux dans une installation nucléaire, sauf s’ils sont nécessaires pour des besoins opérationnels;
• d) d’enlever toute substance nucléaire de l’installation nucléaire sans l’autorisation du titulaire de permis.

Entrée de véhicules terrestres

92 (1) Il est interdit au titulaire de permis de permettre à un véhicule terrestre d’entrer dans une installation nucléaire où il exerce des activités autorisées à moins que les conditions ci-après ne soient remplies :

• a) le véhicule est soumis à une fouille visant à détecter la présence de substances explosives, d’armes, d’articles dangereux ou de personnes non autorisées;
• b) il entre dans l’installation pour des besoins opérationnels ou il est utilisé par un membre de la force d’intervention externe, un agent de la paix ou un membre d’un service d’urgence dans l’exercice de ses fonctions.

Exception

(2) Malgré l’alinéa (1)a), le véhicule utilisé par un membre de la force d’intervention externe, un agent de la paix, un garde de sécurité ou un membre d’un service d’urgence dans l’exercice de ses fonctions n’a pas à être fouillé s’il y a une urgence à l’installation.

Fouilles et contrôle

Panneaux

93 Le titulaire de permis affiche, à proximité de l’endroit où la fouille et le contrôle des personnes sont effectués, des panneaux bien en vue de toute personne qui s’apprête à entrer dans l’installation nucléaire, qui indiquent ce qui suit, en français et en anglais, à la fois :

• a) que les personnes qui entrent et celles qui sortent de l’installation peuvent faire l’objet d’une fouille ou d’un contrôle pour détecter la présence de substances explosives, d’armes, d’articles dangereux ou de substances nucléaires;
• b) qu’il est interdit au titulaire de permis de permettre à toute personne qui est sélectionnée pour faire l’objet d’une fouille ou d’un contrôle d’entrer dans l’installation à moins que celle-ci et les objets en sa possession, notamment tout véhicule terrestre, soient fouillés ou fassent l’objet d’un contrôle.

Procédures de fouille ou de contrôle

94 (1) Le titulaire de permis met en Å“uvre des procédures permettant de sélectionner les personnes ci-après en fonction d’une approche fondée sur le risque :

• a) celles devant faire l’objet d’une fouille à l’entrée de l’installation nucléaire pour détecter la présence de substances explosives, d’armes ou d’articles dangereux;
• b) celles devant faire l’objet d’une fouille à la sortie de l’installation nucléaire pour détecter la présence de substances nucléaires.

Fouille ou contrôle à l’entrée

(2) Il est interdit au titulaire de permis de permettre à une personne qui est sélectionnée pour faire l’objet d’une fouille ou d’un contrôle d’entrer dans l’installation nucléaire, sauf si la personne et les objets en sa possession, notamment tout véhicule terrestre, sont fouillés ou font l’objet d’un contrôle.

Tenue de la fouille ou du contrôle

95 La fouille ou le contrôle visés à l’article 94, selon le cas :

• a) sont menées de façon non intrusive par une personne autorisée par le titulaire de permis, à l’aide d’un détecteur portatif, d’un portique muni d’un détecteur de métal ou de tout autre dispositif semblable;
• b) si cela est jugé nécessaire au maintien de la sécurité par un garde de sécurité ou une autre personne autorisée par le titulaire de permis, prennent la forme d’une fouille manuelle menée par une personne autorisée par ce dernier et de même sexe que la personne qui y est soumise et s’étendant de la tête aux pieds, sur le devant et l’arrière du corps, autour des jambes et dans les replis des vêtements, les poches et les chaussures.

Exercice de sécurité

Exercice de sécurité

96 (1) Le titulaire de permis tient un exercice de sécurité au moins une fois tous les cinq ans, en collaboration avec la force d’intervention externe, afin de mettre les éléments suivants à l’épreuve :

• a) la capacité qu’ont certains éléments du plan d’urgence et certaines mesures de sécurité nucléaire à permettre d’assurer une défense efficace, compte tenu des menaces cernées par suite de l’évaluation de la menace et du risque;
• b) l’état de préparation de la force d’intervention externe et, le cas échéant, des gardes de sécurité, pour faire face à ces menaces.

Avis à la Commission

(2) Il avise la Commission par écrit de son intention de tenir l’exercice au moins quatre mois avant la date de sa tenue.

Document à tenir

(3) Pour chaque exercice de sécurité qu’il tient, le titulaire de permis tient un document qui contient les renseignements suivants :

• a) les grandes lignes du scénario de l’exercice;
• b) l’évaluation de l’efficacité des éléments du plan d’urgence et des mesures de sécurité nucléaire qui ont été mis à l’épreuve ainsi que l’état de préparation de la force d’intervention externe et, le cas échéant, des gardes de sécurité;
• c) la description des mesures correctives qui sont nécessaires, compte tenu du résultat de l’évaluation.

Plan de mesures correctives

(4) Si les mesures correctives visées à l’alinéa (3)c) comportent une approche par étapes, il crée un plan de mesures correctives qui contient les renseignements suivants :

• a) les raisons justifiant les mesures correctives;
• b) une justification de l’approche par étapes;
• c) un échéancier qui prévoit le moment où chaque étape du plan sera terminée.

Mesures correctives

(5) Il met en œuvre les mesures correctives et, si elles comportent une approche par étapes, le fait conformément à l’échéancier prévu dans le plan de mesures correctives.

Documents à transmettre

(6) Il transmet à la Commission, dans les quatre-vingt-dix jours suivant la date à laquelle l’exercice de sécurité est terminé, une copie du document visé au paragraphe (3), ainsi qu’une copie du plan de mesures correctives visé au paragraphe (4), le cas échéant.

PARTIE 4
Permis de transport

Définition de titulaire de permis

97 Dans la présente partie, titulaire de permis s’entend d’une personne autorisée par permis à transporter des matières nucléaires de catégorie I, des matières nucléaires de catégorie II ou des matières nucléaires de catégorie III.

Champ d’application de la présente partie

98 La présente partie s’applique à l’égard du transport des matières nucléaires de catégorie I, des matières nucléaires de catégorie II ou des matières nucléaires de catégorie III.

Exemption

99 (1) Une personne peut, sans y être autorisée par permis, transporter une matière nucléaire de catégorie I, une matière nucléaire de catégorie II ou une matière nucléaire de catégorie III dans une zone où celle-ci doit être produite, traitée, utilisée ou stockée tel qu’exigé par les articles 19 à 21.

Article 26 de la Loi

(2) Il est entendu que l’exemption prévue au paragraphe (1) ne vise que l’activité qui y est précisée et n’a pas pour effet d’écarter l’obligation, prévue à l’article 26 de la Loi, d’obtenir un permis ou une licence pour exercer d’autres activités.

Plan de sécurité pour le transport

100 La demande de permis pour transporter une matière nucléaire de catégorie I, une matière nucléaire de catégorie II ou une matière nucléaire de catégorie III comprend, outre les renseignements exigés à l’article 7 du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015), un plan de sécurité pour le transport comportant les renseignements suivants :

• a) le nom, la quantité, l’intensité de rayonnement en Gy/h, les propriétés chimiques et physiques ainsi que la composition isotopique de la matière nucléaire;
• b) une évaluation de la menace et du risque;
• c) une description du moyen de transport et, le cas échéant, des arrangements relatifs aux escortes;
• d) les mesures de sécurité proposées;
• e) une description de la manière dont le demandeur évaluera et améliorera ces mesures de sécurité, notamment l’horaire proposé pour les exercices de sécurité;
• f) l’itinéraire prévu et au moins un itinéraire de rechange;
• g) les arrangements de localisation et de communication prises entre le demandeur, le conducteur du véhicule terrestre transportant la matière nucléaire, le destinataire de la matière et toute force d’intervention externe tout au long du transport;
• h) les arrangements pris entre le demandeur et toute force d’intervention externe tout au long du transport.

Exercice de sécurité

101 (1) Le titulaire de permis tient un exercice de sécurité à l’égard du transport de matières nucléaires de catégorie I, de matières nucléaires de catégorie II et de matières nucléaires de catégorie III au moins une fois tous les cinq ans.

Document à tenir

(2) Pour chaque exercice de sécurité qu’il tient, le titulaire de permis tient un document qui contient les renseignements suivants :

• a) les grandes lignes du scénario de l’exercice;
• b) l’évaluation de l’efficacité des mesures de sécurité qui ont été mises à l’épreuve;
• c) la description des mesures correctives qu’il juge nécessaires, compte tenu du résultat de l’évaluation.

Plan de mesures correctives

(3) Si les mesures correctives visées à l’alinéa (2)c) comportent une approche par étapes, il crée un plan de mesures correctives qui contient les renseignements suivants :

• a) les raisons justifiant les mesures correctives;
• b) une justification de l’approche par étapes;
• c) un échéancier qui prévoit le moment où chaque étape du plan sera terminée.

Mesures correctives

(4) Il met en œuvre les mesures correctives et, si elles comportent une approche par étapes, le fait conformément à l’échéancier prévu dans le plan de mesures correctives.

Documents à transmettre

(5) Il transmet à la Commission, dans les quatre-vingt-dix jours suivant la date à laquelle l’exercice de sécurité est terminé, une copie du document visé au paragraphe (2), ainsi qu’une copie du plan de mesures correctives visé au paragraphe (3), le cas échéant.

PARTIE 5
Modifications corrélatives, dispositions transitoires, abrogation et entrée en vigueur

Modifications corrélatives

Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I

102 L’alinéa 3i) du Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I ^{référence 1} est remplacé par ce qui suit :

• i) lorsque la demande vise une installation nucléaire visée à alinéa 3b) du Règlement sur la sécurité nucléaire, les renseignements et les documents exigés aux articles 4 et 27 de ce règlement;

Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement

103 Le sous-alinéa 3(1)n)(ii) du Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement ^{référence 2} est remplacé par ce qui suit :

• (ii) les renseignements exigés à l’article 4 du Règlement sur la sécurité nucléaire et, le cas échéant, à l’article 27, de ce même règlement;

Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires de la Commission canadienne de sûreté nucléaire

104 La partie 9 de l’annexe du Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires de la Commission canadienne de sûreté nucléaire ^{référence 3} est remplacée par ce qui suit :

PARTIE 9

Règlement sur la sécurité nucléaire

Article	Colonne 1 Disposition	Colonne 2 Sommaire	Colonne 3 Catégorie de violation
1	5(1)	Omission d’examiner et de mettre à jour le plan de sécurité nucléaire aux intervalles précisés	B
2	5(2)	Omission de transmettre à la Commission une copie du plan de sécurité nucléaire à jour avant de le mettre en œuvre	B
3	6(1)	Omission d’effectuer une évaluation de la menace et du risque aux intervalles précisés	B
4	6(2)a)	Omission d’examiner l’évaluation de la menace et du risque tel qu’il est exigé	B
5	6(2)b)	Omission de mettre à jour l’évaluation de la menace et du risque tel qu’il est exigé	B
6	6(2)c)	Omission de mettre à jour le plan de sécurité nucléaire tel qu’il est exigé	B
7	6(3)	Omission d’apporter les modifications nécessaires au système de sécurité nucléaire	B
8	6(4)	Omission de tenir un document où sont consignés le résultat et la mise à jour de chaque évaluation de la menace et du risque	A
9	6(5)a)	Omission de transmettre à la Commission les documents prévus lorsqu’elle en fait la demande	B
10	6(5)b)	Omission de transmettre à la Commission le document où est consigné le résultat de l’évaluation de la menace et du risque ou la mise à jour dans le délai prévu	B
11	7	Omission de mettre en œuvre des mesures de sécurité nucléaire qui permettent d’assurer une défense efficace puisse	B
12	8	Omission d’élaborer et de mettre en œuvre un programme de formation	B
13	9(1)	Omission de mettre en œuvre des mesures visant à promouvoir et à appuyer une culture de sécurité	B
14	9(2)	Omission de tenir un document où sont consignées les mesures mises en œuvre visant à promouvoir et à appuyer une culture de sécurité	A
15	10(1)	Omission de veiller à ce que les mesures de sécurité nucléaire et les activités soient conçues et mises en œuvre tel qu’il est exigé et à ce qu’elles ne compromettent pas l’environnement, la santé ou la sécurité des personnes ou la sécurité de l’installation	B
16	10(2)	Omission d’établir, de mettre en œuvre et de maintenir la procédure requise à l’égard des conflits et de la coordination des mesures de sécurité nucléaire	B
17	10(3)	Omission de tenir un document où est consignée la procédure à l’égard des conflits et de la coordination des mesures de sécurité nucléaire	A
18	11(1)	Omission de mettre immédiatement en œuvre les mesures compensatoires requises lorsque les mesures de sécurité essentielles se détériorent, deviennent non fonctionnelles ou sont compromises	B
19	11(2)	Omission de tenir un document où est consignée la procédure de mise en œuvre des mesures compensatoires et un registre indiquant les fois où elles sont mises en œuvre	A
20	12a)	Omission de remplacer ou de rétablir aussitôt que possible le bon fonctionnement d’un dispositif qui s’est détérioré, est devenu non fonctionnel ou a été compromis	A
21	12b)	Omission d’établir la raison pour laquelle le dispositif s’est détérioré, est devenu non fonctionnel ou a été compromis	A
22	13(1)	Omission de veiller à ce que les gardes de sécurité soient formés et possèdent les qualifications requises	B
23	13(2)	Omission de tenir un document où est consignée la formation des gardes de sécurité et la preuve de leurs qualifications	A
24	14(1)	Omission de prendre par écrit des arrangements avec une force d’intervention externe qui, seule ou conjointement avec la force d’intervention nucléaire interne, est capable d’assurer une défense efficace	B
25	14(2)	Omission de prévoir les éléments précisés dans les arrangements écrits pris avec la force d’intervention externe	B
26	14(3)	Omission de faire signer les arrangements écrits tel qu’il est exigé	A
27	15(1)	Omission d’avoir une capacité de surveillance d’alarme ou omission de prendre des arrangements avec un service de surveillance d’alarme	B
28	15(2)	Omission de prévoir une procédure de notification dans les arrangements avec le service de surveillance d’alarme	B
29	16(1)	Omission de mettre en œuvre et de maintenir le programme de cybersécurité	C
30	16(2)	Omission de protéger les systèmes informatiques et les composants électroniques contre les menaces pour la cybersécurité tel qu’il est exigé	B
31	17(1)	Omission de protéger les renseignements de nature délicate cernés tel qu’il est exigé	B
32	17(2)	Omission de mettre en œuvre des mesures de sécurité nucléaire pour protéger la confidentialité, l’intégrité et l’accessibilité des renseignements de nature délicate spécifiés tel qu’il est exigé	B
33	17(3)	Permettre à une personne d’avoir accès à des renseignements de nature délicate dont elle n’a pas besoin pour exercer ses fonctions	B
34	18	Omission de mettre en œuvre des mesures pour protéger, tel qu’il est exigé, les renseignements servant à la vérification de l’identité ou relatifs à une cote de sécurité ou une autorisation	B
35	19	Produire, traiter, utiliser ou stocker toute matière nucléaire de catégorie I dans un endroit autre qu’une zone intérieure	C
36	20	Produire, traiter, utiliser ou stocker toute matière nucléaire de catégorie II dans un endroit autre qu’une zone protégée	C
37	21	Produire, traiter, utiliser ou stocker toute matière nucléaire de catégorie III dans un endroit autre qu’une zone protégée ou une autre zone qui répond aux exigences prévues	B
38	22(1)	Produire, traiter, utiliser ou stocker une substance nucléaire précisée dans un endroit autre qu’une zone qui répond aux exigences prévues	B
39	22(2)a)	Omission de tenir une liste des personnes qui sont autorisées à accéder à la zone	B
40	22(2)b)	Permettre à une personne non autorisée d’accéder à la zone	B
41	22(2)c)	Omission de mettre en Å“uvre les mesures requises	B
42	23	Omission de veiller à ce qu’aucune substance nucléaire ne soit enlevée de l’installation nucléaire, sauf au titre d’un permis	B
43	24(1)a)	Omission de déterminer la raison d’un enlèvement non autorisé de substances nucléaires de l’installation nucléaire	A
44	24(1)b)	Omission d’évaluer un enlèvement non autorisé de substances nucléaires et d’y donner suite sans délai	B
45	24(2)	Omission de tenir un document où est consignée la procédure relative à l’enlèvement non autorisé de substances nucléaires	A
46	29(1)	Omission de concevoir un système de sécurité nucléaire en tenant compte des menaces précisées, d’évaluer ce système ou de le modifier au besoin	B
47	29(2)	Omission de mettre en œuvre des mesures de sécurité nucléaire permettant d’assurer une défense efficace, compte tenu des menaces précisées	B
48	29(3)	Omission de tenir un document où sont consignées les procédures requises	A
49	30(1)	Omission de disposer d’un nombre suffisant d’agents de sécurité nucléaire pour exercer les fonctions précisées	C
50	30(2)	Omission de tenir un document où sont consignées les fonctions des agents de sécurité nucléaire et de leur en remettre une copie	A
51	31	Omission de fournir à chaque agent de sécurité nucléaire l’équipement, les dispositifs et les vêtements nécessaires	B
52	32(1)	Omission de veiller à ce que l’agent de sécurité nucléaire n’exerce que les fonctions pour lesquelles il détient la formation, les connaissances et les habiletés nécessaires et pour lesquelles il est qualifié	B
53	32(2)	Omission de veiller à ce que chaque agent de sécurité nucléaire participe à un programme de formation continue qui comprend de la formation sur les éléments précisés	B
54	32(3)	Omission de tenir un document où est consignée la formation reçue par chacun des agents de sécurité nucléaire	B
55	33	Omission de tenir un document où sont consignés les renseignements précisés à l’égard des agents de sécurité nucléaire qui doivent porter une arme à feu	A
56	34(1)	Omission de maintenir une force d’intervention nucléaire interne ayant la capacité requise	C
57	34(3)	Omission de veiller à ce que chaque agent de sécurité nucléaire qui est membre de la force d’intervention nucléaire interne soit autorisé à porter des armes à feu au Canada, formé au maniement de celles-ci et qualifié pour s’en servir	C
58	34(4)	Omission de fournir aux agents de sécurité nucléaire qui sont membres de la force d’intervention nucléaire interne l’équipement, les dispositifs et les vêtements nécessaires	C
59	35	Omission de prévoir les éléments précisés dans les arrangements écrits pris avec la force d’intervention externe	B
60	36	Omission d’élaborer et de maintenir un plan d’urgence permettant d’assurer une défense efficace, compte tenu des menaces précisées	B
61	37(1)	Omission de mettre en œuvre un programme d’entraînement de sécurité et d’exercices de sécurité tel qu’il est exigé	B
62	37(2)	Omission de mettre à jour le programme d’entraînement de sécurité et d’exercices de sécurité tel qu’il est exigé	B
63	38(1)	Omission tenir un entraînement de sécurité aux intervalles précisés	B
64	38(2)	Omission de veiller à ce que chaque agent de sécurité nucléaire précisé participe à un entraînement de sécurité aux intervalles précisés	B
65	39(1)	Omission de tenir un exercice de sécurité tel qu’il est exigé aux intervalles précisés	B
66	39(2)	Omission d’aviser la Commission par écrit de l’intention de tenir un exercice de sécurité dans le délai prévu	B
67	40(1)	Omission de créer un document qui contient les renseignements requis pour chaque entraînement de sécurité et chaque exercice de sécurité	B
68	40(2)	Omission de transmettre à la Commission une copie du document précisé dans le délai prévu	B
69	41(1)	Omission de créer le plan de mesures correctives requis qui contient les renseignements requis	B
70	41(2)	Omission de mettre en œuvre les mesures correctives tel qu’il est exigé	B
71	41(3)	Omission de transmettre à la Commission une copie du plan de mesures correctives dans le délai prévu	A
72	42(1)	Omission de veiller à ce que les mesures de sécurité nucléaire précisées soient surveillées à partir d’un poste central d’alarme	B
73	42(2)a)	Poste central d’alarme non situé à l’extérieur d’une zone vitale ou d’une zone intérieure	B
74	42(2)b)	Poste central d’alarme ni conçu, ni construit, ni situé tel qu’il est exigé	B
75	42(2)c)	Poste central d’alarme non occupé en tout temps par au moins un opérateur du poste central d’alarme	B
76	42(2)d)	Poste central d’alarme non conçu de manière à empêcher qu’un seul opérateur du poste central d’alarme puisse altérer ou compromettre les mesures de sécurité nucléaire ou les désactiver sans autorisation	B
77	42(2)e)	Poste central d’alarme non équipé tel qu’il est exigé à l’égard des signaux d’alarme reçus dans le poste	B
78	42(2)f)	Poste central d’alarme non doté des dispositifs requis	B
79	42(3)	Permettre à une personne d’entrer dans le poste central d’alarme alors qu’elle n’a pas besoin d’y entrer pour exercer ses fonctions	B
80	42(4)	Omission de mettre en œuvre les procédures précisées	B
81	43(1)a)	Omission d’établir un poste d’alarme de secours qui est indépendant du poste central d’alarme	B
82	43(1)b)	Omission d’établir un poste d’alarme de secours conçu et équipé tel qu’il est exigé	B
83	43(2)	Omission de veiller à ce que seul le personnel de sécurité qui a reçu la formation requise assure le fonctionnement du poste d’alarme de secours	B
84	43(3)	Permettre à une personne d’entrer dans le poste d’alarme de secours alors qu’elle n’a pas besoin d’y avoir accès pour exercer ses fonctions	B
85	43(4)	Omission de mettre en œuvre les procédures précisées	B
86	43(5)	Omission de mettre les opérations du poste d’alarme de secours à l’essai aux intervalles précisées	B
87	44(1)	Accorder une cote donnant accès au site à sécurité élevée sans remplir les conditions prévues	C
88	44(4)	Accorder une cote donnant accès au site à sécurité élevée pour une durée excédant dix ans ou sans l’assortir des conditions nécessaires	B
89	44(5)	Omission de tenir un document où est consignée la façon dont l’autorisation a été vérifiée	A
90	45(1)	Accorder une cote de sécurité approfondie sans remplir les conditions prévues	C
91	45(3)	Accorder une cote de sécurité approfondie pour une durée excédant cinq ans ou sans l’assortir des conditions nécessaires	B
92	46(1)	Omission tenir à jour une liste de chaque personne à qui une cote a été accordée et qui indique le type de cote qu’elle détient	B
93	46(2)	Omission de transmettre sur demande à la Commission ou un inspecteur une copie de la liste	B
94	47(1)a)	Omission de révoquer la cote donnant accès au site à sécurité élevée ou la cote de sécurité approfondie d’une personne qui crée ou pourrait créer un danger inacceptable pour la santé ou la sécurité des personnes ou la sécurité du site	B
95	47(1)b)	Omission de révoquer la cote d’accès donnant au site à sécurité élevée ou la cote de sécurité approfondie d’une personne qui n’est plus au service du titulaire de permis ni liée par contrat avec lui	B
96	47(1)c)	Omission de révoquer la cote donnant accès au site à sécurité élevée ou la cote de sécurité approfondie d’une personne qui a terminé ses fonctions ou dont les fonctions ont été suspendues ou ont pris fin	B
97	47(1)d)	Omission de révoquer la cote donnant accès au site à sécurité élevée ou la cote de sécurité approfondie d’une personne qui n’en a plus besoin pour exercer ses fonctions	B
98	47(1)e)	Omission de révoquer la cote donnant accès au site à sécurité élevée ou la cote de sécurité approfondie d’une personne qui a fourni des renseignements faux ou trompeurs	B
99	47(2)	Omission d’aviser par écrit la Commission de la révocation d’une cote donnant accès au site à sécurité élevée ou d’une cote de sécurité approfondie tel qu’il est exigé et dans le délai prévu	B
100	49(1)	Entrer ou demeurer dans une zone protégée sans détenir la cote et l’autorisation requises et sans l’escorte requise, le cas échéant	B
101	49(2)	Accorder une autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone protégée sans escorte sans remplir les exigences prévues	B
102	49(3)	Accorder une autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone protégée avec escorte sans remplir les exigences prévues	B
103	49(4)	Accorder une autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone protégée sans escorte pour une durée excédant dix ans	B
104	49(5)	Accorder une autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone protégée sans l’assortir des conditions nécessaires	B
105	49(6)	Omission de remettre une copie des renseignements et des documents qui ont été demandés	B
106	50	Entrer ou demeurer dans une zone vitale sans détenir l’autorisation requise et, le cas échéant, sans l’escorte requise	B
107	51	Entrer ou demeurer dans une zone intérieure sans détenir l’autorisation requise et sans être accompagné ou escorté tel qu’il est exigé	B
108	52(1)	Accorder une autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone vitale ou une zone intérieure sans escorte sans remplir les exigences prévues	B
109	52(2)	Accorder une autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone vitale ou une zone intérieure avec escorte sans remplir les exigences prévues	C
110	52(3)	Accorder une autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone vitale ou une zone intérieure sans escorte pour une durée excédant cinq ans	B
111	52(4)	Accorder une autorisation d’entrer et de demeurer dans une zone vitale ou une zone intérieure sans l’assortir des conditions nécessaires	B
112	52(5)	Omission de remettre une copie des renseignements et des documents qui ont été demandés	B
113	53(1)	Omission de tenir des documents où sont consignés les renseignements requis pour chaque personne autorisée à entrer dans une zone protégée, une zone vitale ou une zone intérieure	B
114	53(2)	Omission de conserver le document pour la période précisée	B
115	53(3)	Omission de transmettre sur demande à la Commission ou un l’inspecteur une copie du document	B
116	53(4)	Omission de mettre une copie du document à la disposition des agents de sécurité nucléaire	B
117	54	Permettre à une personne qui ne détient pas une cote de sécurité approfondie d’exercer les fonctions ou les responsabilités du personnel de sécurité ou celles liées aux renseignements en matière de sécurité nucléaire	B
118	55(1)	Agir à titre d’agent de sécurité nucléaire sans l’autorisation écrite du titulaire de permis	B
119	55(2)	Accorder une autorisation d’agir à titre d’agent de sécurité nucléaire sans remplir les exigences prévues	B
120	55(3)	Accorder l’autorisation d’agir à titre d’agent de sécurité nucléaire à une personne sans évaluer ses connaissances tel qu’il est exigé	B
121	55(4)	Accorder une autorisation d’agir à titre d’agent de sécurité nucléaire pour une durée excédant cinq ans ou sans l’assortir des conditions nécessaires	B
122	55(5)	Omission de remettre une copie des renseignements ou des documents qui ont été demandés	A
123	56(1)	Agir à titre de préposé à la sécurité nucléaire sans l’autorisation écrite et, le cas échéant, sans l’escorte requise	B
124	56(2)	Accorder une autorisation d’agir à titre de préposé à la sécurité nucléaire sans escorte sans remplir l’exigence prévue	B
125	56(3)	Accorder une autorisation d’agir à titre de préposé à la sécurité nucléaire avec escorte sans avoir obtenu les renseignements et les documents précisés	B
126	56(4)	Omission d’assortir l’autorisation d’agir à titre de préposé à la sécurité nucléaire des conditions requises	B
127	56(5)	Accorder une autorisation d’agir à titre de préposé à la sécurité nucléaire sans escorte pour une durée excédant cinq ans	B
128	56(6)	Accorder une autorisation d’agir à titre de préposé à la sécurité nucléaire sans l’assortir des conditions nécessaires	B
129	56(7)	Omission de remettre une copie des renseignements et des documents qui ont été demandés	A
130	57(1)	Agir à titre d’opérateur du poste central d’alarme sans l’autorisation écrite du titulaire de permis	B
131	57(2)	Accorder une autorisation d’agir à titre d’opérateur du poste central d’alarme sans remplir les exigences prévues	B
132	57(3)	Accorder une autorisation d’agir à titre d’opérateur du poste central d’alarme pour une durée excédant cinq ans ou sans l’assortir des conditions nécessaires	B
133	57(4)	Omission de remettre une copie des renseignements et des documents qui ont été demandés	A
134	58(1)	Omission de tenir à jour une liste de chaque personne à qui une autorisation précisée a été accordée et qui indique le type d’autorisation qu’elle détient	B
135	58(2)	Omission de transmettre sur demande à la Commission ou à un inspecteur une copie du document	B
136	59(1)a)	Omission de révoquer l’autorisation accordée à une personne qui crée ou pourrait créer un danger inacceptable pour la santé ou la sécurité des personnes ou la sécurité du site à sécurité élevée	B
137	59(1)b)	Omission de révoquer l’autorisation accordée à une personne qui n’est plus au service du titulaire de permis ni liée par contrat avec lui	B
138	59(1)c)	Omission de révoquer l’autorisation accordée à une personne qui a terminé ses fonctions ou dont les fonctions ont été suspendues ou ont pris fin	B
139	59(1)d)	Omission de révoquer l’autorisation accordée à une personne n’en a plus besoin pour exercer ses fonctions	B
140	59(1)e)	Omission de révoquer l’autorisation accordée à une personne qui a fourni des renseignements faux ou trompeurs	B
141	59(2)	Omission d’aviser par écrit la Commission de la révocation de l’autorisation tel qu’il est exigé et dans le délai prévu	B
142	60	Omission de munir le site à sécurité élevée de dispositifs qui fournissent une alimentation électrique sans interruption pour les mesures de sécurité essentielles	B
143	61(1)	Omission d’entourer la zone protégée d’une barrière physique aménagée le long de son périmètre	B
144	61(2)	Omission de protéger le périmètre de la zone protégée au moyen des mesures de sécurité nucléaire requises ou de le garder sous la surveillance visuelle directe d’un agent de sécurité nucléaire	B
145	61(3)	Omission de concevoir et de construire la barrière physique et de concevoir et de mettre en œuvre les mesures de sécurité nucléaire de sorte qu’ensemble ils laissent suffisamment de temps et réduisent le risque, tel qu’exigé	B
146	61(5)a)	Omission de construire des moyens d’entrée ou de sortie de façon à ce qu’ils puissent être fermés et bien verrouillés	B
147	61(5)b)	Omission de garder fermés et bien verrouillés les moyens d’entrée ou de sortie, sauf dans les cas précisés	B
148	62(1)	Omission d’aménager une zone libre des deux côtés de la barrière physique tel qu’il est exigé	B
149	62(2)	Omission d’éclairer la zone libre, tel qu’il est exigé	B
150	63	Omission de protéger le périmètre de la zone protégée au moyen de la mesure de sécurité requise	B
151	64	Omission d’établir une procédure pour cerner les zones vitales et de tenir le document requis	B
152	65(1)a)	Omission de protéger la zone vitale au moyen de mesures de sécurité nucléaire qui s’ajoutent à celles qui protègent la zone protégée	B
153	65(1)b)	Omission de protéger la zone vitale au moyen de mesures de sécurité nucléaire qui contrôlent l’accès à cette zone	B
154	65(1)c)	Omission de protéger la zone vitale au moyen de mesures de sécurité nucléaire qui détectent l’accès non-autorisé à cette zone	B
155	65(1)d)	Omission de protéger la zone vitale au moyen de mesures de sécurité nucléaire qui retardent les adversaires tel qu’il est exigé	B
156	65(1)e)	Omission de protéger la zone vitale au moyen de mesures de sécurité nucléaire qui déclenchent le signal d’alarme précisé	B
157	65(1)f)	Omission de protéger la zone vitale au moyen de mesures de sécurité nucléaires qui sont surveillées tel qu’il est exigé	B
158	65(2)	Omission de bien verrouiller les moyens d’entrée ou de sortie dans la zone vitale	B
159	66	Omission de tenir à jour une liste des personnes précisées	B
160	67(1)	Omission d’entourer la zone intérieure d’une structure tel qu’exigé	B
161	67(2)	Omission de garder les moyens d’entrée ou de sortie fermés et bien verrouillés à l’aide du dispositif requis	B
162	68(1)	Omission de protéger une zone intérieure au moyen des mesures de sécurité nucléaire requises ou de le garder sous la surveillance visuelle directe d’un agent de sécurité nucléaire	B
163	68(2)	Omission de protéger la zone intérieure au moyen des mesures de sécurité nucléaire requises	B
164	69(1)a)	Permettre à une personne non autorisée d’entrer ou de demeurer dans une zone protégée	B
165	69(1)b)	Permettre à une personne non autorisée d’entrer ou de demeurer dans une zone vitale	C
166	69(1)c)	Permettre à une personne non autorisée d’entrer ou de demeurer dans une zone intérieure	B
167	69(2)	Permettre à une personne qui requiert une escorte d’entrer ou de demeurer dans une zone protégée, une zone vitale ou une zone intérieure sans escorte	B
168	70	Omission de signaler immédiatement la présence d’une personne non autorisée à un agent de sécurité nucléaire	B
169	71a)	Omission de veiller à ce qu’aucune arme ne soit apportée dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf dans les cas précisés	B
170	71b)	Omission de veiller à ce qu’aucune substance explosive ne soit apportée dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf dans les cas précisés	B
171	71c)	Omission de veiller à ce qu’aucun article dangereux ne soit apporté dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf s’il est nécessaire pour des besoins opérationnels	B
172	72(1)	Omission de veiller à ce qu’aucune matière nucléaire de catégorie I, II ou III ne soit enlevée d’une zone protégée ou d’une zone intérieure, sauf au titre d’un permis	B
173	72(2)	Omission de veiller à ce qu’aucune matière nucléaire de catégorie I, II ou III ne soit enlevée d’une zone vitale sans l’autorisation du titulaire de permis	B
174	73a)	Apporter une arme dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf dans les cas précisés	B
175	73b)	Apporter une substance explosive dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf dans les cas précisés	B
176	73c)	Apporter un article dangereux dans une zone protégée ou une zone intérieure, sauf s’il est nécessaire pour des besoins opérationnels	B
177	73d)	Enlever une matière nucléaire de catégorie I, II ou III d’une zone protégée, d’une zone vitale ou d’une zone intérieure sans l’autorisation du titulaire de permis	B
178	74	Omission de vérifier l’identité d’une personne qui entre dans une zone protégée tel qu’il est exigé	C
179	75	Omission de vérifier et d’enregistrer l’identité d’une personne qui entre dans une zone vitale	B
180	76	Permettre à un véhicule terrestre d’entrer dans une zone protégée, une zone vitale ou une zone intérieure sans besoins opérationnels	B
181	77(1)	Omission de veiller à ce que les véhicules terrestres n’entrent et ne sortent d’une zone protégée que par un sas pour véhicule ou une ouverture tel qu’il est exigé	C
182	77(2)	Omission de veiller à ce que les barrières mobiles d’un sas pour véhicule ou d’une ouverture ne soient pas ouvertes en même temps, sauf dans les cas précisés	B
183	77(3)	Omission d’occuper ou de protéger le sas pour véhicule ou l’ouverture tel qu’il est exigé lorsque ses deux barrières mobiles sont ouvertes en même temps	B
184	78(1)	Permettre que les moyens d’entrée ou de sortie dans la structure entourant une zone intérieure soient déverrouillés, ouverts ou tenus ouverts plus longtemps qu’il est nécessaire	B
185	78(2)	Permettre que les moyens d’entrée ou de sortie dans la structure entourant une zone intérieure soient déverrouillés, ouverts ou tenus ouverts sans la surveillance visuelle directe d’un agent de sécurité nucléaire	B
186	78(3)	Permettre que les moyens d’entrée ou de sortie dans la structure entourant une zone intérieure soient déverrouillés par des personnes non autorisées	B
187	79	Entrer et demeurer dans une zone intérieure sans être accompagné tel qu’il est exigé	B
188	80(1)	Omission d’afficher les panneaux requis pour le site à sécurité élevée	B
189	80(2)	Omission d’afficher les panneaux requis pour la zone protégée ou la zone intérieure	A
190	81(1)	Permettre à une personne d’entrer dans une zone protégée ou une zone intérieure sans que cette personne et les objets en sa possession ne soient fouillés tel qu’il est exigé	B
191	81(2)	Omission de veiller à ce qu’une personne qui sort d’une zone protégée ou d’une zone intérieure ou les objets en sa possession soient fouillés tel qu’il est exigé	B
192	81(4)	Permettre à une personne de demeurer dans une zone protégée ou une zone intérieure sans qu’elle ou les objets en sa possession ne soient fouillés tel qu’il est exigé	B
193	81(5)	Omission de procéder à une fouille tel qu’il est exigé	B
194	81(6)	Omission de procéder à la fouille d’un véhicule terrestre dans un sas pour véhicule tel qu’il est exigé	B
195	82	Entrer dans une zone protégée ou une zone intérieure après avoir refusé de se soumettre à la fouille	B
196	85(1)	Accorder une cote de sécurité donnant accès à l’installation sans remplir les conditions prévues	B
197	85(3)	Accorder une cote de sécurité donnant accès à l’installation pour une durée excédant dix ans ou sans l’assortir des conditions nécessaires	B
198	85(4)	Omission de tenir un document où est consignée la façon dont la cote ou l’autorisation a été vérifiée	A
199	86(1)	Omission de tenir à jour une liste des personnes qui ont été accordées une cote de sécurité donnant accès à l’installation	A
200	86(2)	Omission de transmettre sur demande à la Commission ou un inspecteur une copie de la liste des personnes	A
201	87(1)a)	Omission de révoquer la cote de sécurité donnant accès à l’installation accordée à une personne qui crée ou pourrait créer un danger inacceptable pour la santé ou la sécurité des personnes ou la sécurité de l’installation nucléaire	B
202	87(1)b)	Omission de révoquer la cote de sécurité donnant accès à l’installation accordée à personne qui n’est plus au service du titulaire de permis ni liée par contrat avec lui	B
203	87(1)c)	Omission de révoquer la cote de sécurité donnant accès à l’installation accordée à une personne qui a terminé ses fonctions ou dont les fonctions ont été suspendues ou ont pris fin	B
204	87(1)d)	Omission de révoquer la cote de sécurité donnant accès à l’installation accordée à une personne qui n’en a plus besoin pour exercer ses fonctions	B
205	87(1)e)	Omission de révoquer la cote de sécurité donnant accès à l’installation accordée à personne qui a fourni des renseignements faux ou trompeurs	B
206	87(2)	Omission d’aviser par écrit la Commission de la révocation d’une cote de sécurité donnant accès à l’installation tel qu’il est exigé et dans le délai prévu	A
207	88(1)	Entrer ou demeurer dans une installation nucléaire sans cote de sécurité donnant accès à l’installation, ou sans l’escorte requise	B
208	89(1)	Omission de s’assurer que toute personne qui entre ou qui demeure dans l’installation nucléaire est permise à y entrer ou y demeurer	B
209	89(2)	Omission d’établir et de mettre en œuvre une procédure afin de contrôler l’accès à l’installation nucléaire et de vérifier l’identité de chaque personne qui entre dans l’installation	B
210	90a)	Omission de veiller à ce qu’aucune arme ne soit apportée dans une installation nucléaire, sauf dans les cas précisés	B
211	90b)	Omission de veiller à ce qu’aucune substance explosive ne soit apportée dans une installation nucléaire, sauf dans les cas précisés	B
212	90c)	Omission de veiller à ce qu’aucun article dangereux ne soit apporté dans une installation nucléaire, sauf s’il est nécessaire pour des besoins opérationnels	B
213	91a)	Apporter une arme dans une installation nucléaire, sauf dans les cas précisés	B
214	91b)	Apporter une substance explosive dans une installation nucléaire, sauf dans les cas précisés	B
215	91c)	Apporter un article dangereux dans une installation nucléaire sans besoins opérationnels	B
216	91d)	Enlever une substance nucléaire d’une installation nucléaire sans l’autorisation du titulaire de permis	B
217	92(1)	Permettre à un véhicule terrestre d’entrer dans une installation nucléaire sans que les conditions prévues ne soient remplies	B
218	93	Omission d’afficher les panneaux requis	B
219	94(1)	Omission de mettre en œuvre des procédures permettant de sélectionner les personnes qui doivent faire l’objet d’une fouille ou d’un contrôle	B
220	94(2)	Permettre à une personne sélectionnée pour faire l’objet d’une fouille ou d’un contrôle d’entrer dans l’installation nucléaire sans la fouille ou le contrôle requis	B
221	95	Omission de mener une fouille ou un contrôle tel qu’il est exigé	B
222	96(1)	Omission de tenir un exercice de sécurité qui met à l’épreuve les éléments requis aux intervalles précisés	B
223	96(2)	Omission d’aviser la Commission par écrit, dans le délai prévu, de l’intention de tenir un exercice de sécurité	A
224	96(3)	Omission de créer un document qui contient les renseignements requis après chaque exercice de sécurité	A
225	96(4)	Omission de créer un plan de mesures correctives qui contient les renseignements requis	B
226	96(5)	Omission de mettre en œuvre les mesures correctives tel qu’il est exigé	B
227	96(6)	Omission de transmettre à la Commission dans le délai prévu une copie du document et du plan de mesures correctives, le cas échéant	A
228	101(1)	Omission de tenir un exercice de sécurité tel qu’il est exigé et aux intervalles précisés	B
229	101(2)	Omission de tenir un document qui contient les renseignements requis pour chaque exercice de sécurité	B
230	101(3)	Omission de créer un plan de mesures correctives qui contient les renseignements requis	B
231	101(4)	Omission de mettre en œuvre les mesures correctives tel qu’il est exigé	B
232	101(5)	Omission de transmettre à la Commission dans le délai prévu une copie du document et du plan de mesures correctives, le cas échéant	A

Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015)

105 L’alinéa 6(1)a) du Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) ^{référence 4} est remplacé par ce qui suit :

• a) la substance nucléaire est une matière nucléaire de catégorie I, une matière nucléaire de catégorie II ou une matière nucléaire de catégorie III, au sens de l’article 1 du Règlement sur la sécurité nucléaire, et elle est transportée à l’extérieur de la zone où elle doit, en application des articles 19 à 21 de ce même règlement, être produite, traitée, utilisée ou stockée;

106 L’alinéa 7b) du même règlement est remplacé par ce qui suit :

• b) les renseignements exigés par l’article 100 du Règlement sur la sécurité nucléaire, si la substance est une matière nucléaire de catégorie I, une matière nucléaire de catégorie II ou une matière nucléaire de catégorie III au sens de l’article 1 ce règlement;

Dispositions transitoires

Définition de règlement antérieur

107 (1) Au présent article, règlement antérieur s’entend du Règlement sur la sécurité nucléaire, dans sa version antérieure à la date d’entrée en vigueur du présent règlement.

Terminologie

(2) Sauf indication contraire du contexte, les termes utilisés au présent article s’entendent au sens de l’article 1 du présent règlement.

Installation nucléaire

(3) Le règlement antérieur et la partie 9 de l’annexe du Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires de la Commission canadienne de sûreté nucléaire, dans sa version antérieure à la date d’entrée en vigueur du présent règlement, continuent de s’appliquer pendant deux ans après cette date à l’égard d’une installation nucléaire pour laquelle un permis délivré sous le régime de la Loi est en cours de validité à la date d’entrée en vigueur du présent règlement.

Cotes de sécurité et autorisations existantes

(4) La cote de sécurité ou l’autorisation qui, selon le cas, a été accordée ou délivrée en vertu du règlement antérieur demeure valide jusqu’à l’expiration de sa période de validité et la personne qui la détient continue d’avoir accès à toute zone ou à tout renseignement auxquels elle lui permettait d’avoir accès et d’exercer toutes les fonctions qu’elle lui permettait d’exercer en vertu du règlement antérieur.

Cote de sécurité donnant accès au site

(5) Si la cote de sécurité donnant accès au site qui a été accordée à une personne en vertu du règlement antérieur est toujours valide à la date d’entrée en vigueur du présent règlement et qu’elle doit être remplacée par une cote de sécurité donnant accès à l’installation accordée en vertu de l’article 85 pour que cette personne maintienne l’accès à l’installation nucléaire, le titulaire de permis qui l’a accordée peut, avant la fin de sa période de validité, prolonger celle-ci pour une durée n’excédant pas dix ans.

Abrogation

108 Le Règlement sur la sécurité nucléaire ^{référence 5} est abrogé.

Entrée en vigueur

Enregistrement

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

ANNEXE

(article 1)

Matières nucléaires des catégories I, II et III

Article	Colonne 1 Substance nucléaire	Colonne 2 Forme	Colonne 3 Quantité (matière nucléaire de catégorie I)	Colonne 4 Quantité (matière nucléaire de catégorie II) note 1 du tableau b2	Colonne 5 Quantité (matière nucléaire de catégorie III) note 1 du tableau b2 note 5 du tableau b2
1	Plutonium note 2 du tableau b2	Non irradié note 3 du tableau b2	2 kg ou plus	Plus de 500 g et moins de 2 kg	Plus de 15 g et au plus 500 g
2	Uranium 235	Non irradié note 3 du tableau b2  — uranium enrichi à 20 % ou plus en 235U	5 kg ou plus	Plus de 1 kg et moins de 5 kg	Plus de 15 g et au plus 1 kg
3	Uranium 235	Non irradié note 3 du tableau b2  — uranium enrichi à 10 % ou plus en 235U, mais à moins de 20 % en 235U	S/O	10 kg ou plus	Plus de 1 kg et moins de 10 kg
4	Uranium 235	Non irradié note 3 du tableau b2  — uranium enrichi plus que l’uranium naturel, mais à moins de 10 % en 235U	S/O	S/O	10 kg ou plus
5	Uranium 233	Non irradié note 3 du tableau b2	2 kg ou plus	Plus de 500 g et moins de 2 kg	Plus de 15 g et au plus 500 g
6	Combustible composé d’uranium appauvri ou naturel, de thorium ou d’un combustible faiblement enrichi (moins de 10 % de teneur en matières fissiles) note 4 du tableau b2	Irradié	S/O	Plus de 500 g de plutonium	Plus de 15 g et au plus 500 g de plutonium
Note(s) du tableau b2 Note 1 du tableau b2 Les quantités énumérées se rapportent à l’ensemble de chaque type de substance nucléaire se trouvant à l’installation, à l’exclusion des quantités ci-après, qui sont considérées comme des quantités distinctes : a) toute quantité de la substance nucléaire se trouvant à plus de 1 000 m de toute autre quantité de cette substance; b) toute quantité de la substance nucléaire se trouvant dans un bâtiment verrouillé ou une structure protégée d’une façon analogue. Retour à la note 1 du tableau b2 Note 2 du tableau b2 Tout le plutonium, sauf s’il a une concentration isotopique dépassant 80 % en plutonium 238. Retour à la note 2 du tableau b2 Note 3 du tableau b2 Matière non irradiée dans un réacteur ou matière irradiée dans un réacteur, mais ayant une intensité de rayonnement égale ou inférieure à 1 Gy/h à 1 m de distance sans blindage. Retour à la note 3 du tableau b2 Note 4 du tableau b2 Les autres combustibles qui, en raison de leur teneur originale en matières fissiles, sont classés dans la matière nucléaire de catégorie I ou dans la matière nucléaire de catégorie II avant irradiation peuvent être classés dans la catégorie directement inférieure quand leur intensité de rayonnement dépasse 1 Gy/h à 1 m de distance sans blindage, si la confirmation écrite de l’intensité de rayonnement a été transmise à la Commission. Retour à la note 4 du tableau b2 Note 5 du tableau b2 Les quantités inférieures à celles prévues à la colonne 5 pour les matières nucléaires de catégorie III et les quantités d’uranium naturel, d’uranium appauvri or de thorium devraient être protégées, à tout le moins conformément aux exigences prévues aux alinéas 12(1)c), g), h) et j) du Règlement général sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Retour à la note 5 du tableau b2

RÉSUMÉ DE L’ÉTUDE D’IMPACT DE LA RÉGLEMENTATION

(Le présent résumé ne fait pas partie du Règlement.)

Résumé

Enjeux

Le Règlement sur la sécurité nucléaire (RSN) a été considérablement modifié en 2006. Depuis, les menaces pour la sécurité tout comme l’expérience d’exploitation et les progrès technologiques ont évolué de façon spectaculaire. De plus, le RSN doit être modernisé afin de s’aligner sur les recommandations, les orientations et les pratiques exemplaires internationales en vigueur. L’abrogation et le remplacement du RSN reposent sur un certain nombre d’enjeux et de facteurs clés.

Le RSN est trop normatif

Un certain nombre de dispositions du RSN imposent le même niveau de sécurité normatif à tous les sites à sécurité élevée (SSE). Par exemple, le RSN établit des exigences spécifiques visant les barrières de sécurité, ce qui empêche les titulaires de permis et les promoteurs d’utiliser de nouvelles technologies de sécurité ou des pratiques novatrices qui permettent d’atteindre ou de dépasser l’objectif réglementaire, soit retarder ou dissuader les adversaires potentiels. En outre, le RSN ne fait pas de différence entre les grands et les petits réacteurs nucléaires et ne prend pas en considération une approche tenant compte du risque pour contrer les menaces et les risques, ni les différences en termes de technologies, de taille, d’emplacement et de solutions de rechange pour prévenir le vol et le sabotage.

Les percées et les innovations sur le plan de la technologie nucléaire, ainsi que les technologies et les méthodes de protection physique et de cybersécurité, élargissent l’éventail des mesures et des approches permettant aux titulaires de permis de concevoir et d’exploiter leurs installations nucléaires tout en respectant les exigences réglementaires en matière de sécurité nucléaire. En outre, ces percées et ces innovations donnent aux titulaires de permis et aux promoteurs la possibilité de concevoir des installations nucléaires ou de mettre en œuvre des concepts d’exploitation qui pourraient en fait éliminer les vulnérabilités dont les titulaires de permis devront autrement tenir compte dans la conception des systèmes de sécurité nucléaire de leurs installations respectives.

Évolution du contexte des menaces et des menaces pour la cybersécurité

Les menaces pesant sur les infrastructures nucléaires ont continué d’évoluer depuis la dernière modification substantielle du RSN en 2006. Les cyberattaques constituent l’une des menaces qui se développent le plus rapidement et pèsent sur les infrastructures essentielles au Canada, y compris les installations nucléaires. De plus, les rançongiciels et autres cybercrimes sont devenus une menace persistante pour les organisations au Canada^{référence 6}. Le RSN ne comporte aucune disposition visant la cybersécurité ou la protection des renseignements numériques. L’utilisation d’aéronefs sans pilote par des adversaires potentiels, qui constitue une nouvelle menace sophistiquée et complexe^{référence 7}, présente de nouveaux défis en matière de sécurité pour les installations nucléaires. Le RSN ne contient pas de dispositions visant à traiter ce type de menaces nouvelles et changeantes.

De plus, à l’échelle mondiale, la stagnation ou la détérioration de la sécurité nucléaire au cours des dernières années soulève des préoccupations. Bien que la sécurité nucléaire au Canada soit demeurée forte, certains domaines pourraient bénéficier d’améliorations, notamment en ce qui concerne l’utilisation d’aéronefs sans pilote par des adversaires potentiels, la cybersécurité, la protection contre les menaces internes et la culture de sécurité^{référence 8}.

Recommandations, orientations et pratiques exemplaires internationales

En octobre 2015, le Service consultatif international sur la protection physique (IPPAS), créé par l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), a mené une mission pour examiner le régime de sécurité et le cadre de réglementation dans le secteur nucléaire au Canada. La mission a été effectuée par une équipe d’experts internationaux en sécurité qui a comparé les pratiques du Canada aux recommandations et aux orientations de l’AIEA en matière de sécurité nucléaire ainsi qu’à d’autres instruments internationaux pertinents. Le rapport de mission contenait 3 recommandations^{référence 9} et 30 suggestions^{référence 10} visant à améliorer le régime de sécurité nucléaire au Canada. Certaines conclusions portaient sur le renforcement du cadre de réglementation visant la sécurité nucléaire de la CCSN et suggéraient une meilleure harmonisation avec d’importants principes fondamentaux et de recommandations sur le plan international en matière de sécurité nucléaire (par exemple la culture de sécurité nucléaire, l’interface entre la compatibilité et le contrôle des matières nucléaires [CCMN] et la sécurité nucléaire, la protection des renseignements de nature délicate sur les supports physiques et numériques, la règle des deux personnes dans le poste central d’alarme [PCA]). Le RSN ne contient pas d’exigences explicites à l’égard de la culture de sécurité, de l’interface entre la sûreté, la sécurité et les garanties, ou encore de la protection des renseignements de nature délicate.

Modifications des normes d’habilitation de sécurité du gouvernement du Canada

Le RSN renvoie à la (ARCHIVÉE) Norme sur la sécurité du personnel, publiée par le Secrétariat du Conseil du Trésor (SCT) du Canada en 1994, pour la vérification de la fiabilité des personnes qui doivent avoir accès à des renseignements et à des biens de nature délicate. La norme a été remplacée par la (ARCHIVÉE) Norme sur le filtrage de sécurité en 2014 et par la Directive sur le filtrage de sécurité en 2025. Le fait de ne pas mettre à jour la nouvelle norme de sécurité dans le RSN pourrait entraîner un risque déraisonnable pour la protection des renseignements et des biens de nature délicate ainsi que pour les installations et les substances nucléaires. Par exemple, le RSN ne prévoit pas d’enquête financière (vérification de la solvabilité) pour les personnes ayant accès sans escorte aux zones vitales. Ces personnes pourraient présenter un risque pour la sécurité si elles font l’objet de pressions financières ou si elles ont des antécédents d’irresponsabilité financière. Bien que la situation financière d’une personne n’ait pas nécessairement d’incidence sur sa capacité à effectuer un travail, les obligations ou pressions financières peuvent constituer un risque pour la sécurité.

Utilisation des gardes de sécurité privés dans les installations nucléaires

Les exigences en matière de formation et de permis varient considérablement d’un bout à l’autre du pays, et il existe un manque de contrôle à l’égard du recours au personnel de sécurité provenant du secteur privé. Certaines provinces ou certains territoires n’ont aucune législation, politique ou lignes directrices sur le recours à des services de sécurité privés. Le manque d’uniformité des pratiques réglementaires soulève des préoccupations quant à l’utilisation de services de sécurité privés dans les installations nucléaires. Plusieurs problèmes ont déjà été soulevés dans l’étude de 2015 de Sécurité publique Canada (PDF), comme les risques d’activités criminelles, d’infiltration des services de sécurité privés par des groupes criminels organisés, d’exploitation des agents de sécurité en raison de salaires bas et de corruption dans les programmes de formation des gardes de sécurité. L’absence d’interfaces avec les règlements provinciaux sur la sécurité privée constitue un domaine d’amélioration possible dans le cadre de réglementation visant la sécurité. Le RSN ne contient aucune exigence de base relative à la formation et aux qualifications des gardes de sécurité privés ou du personnel de sécurité « interne Â» des installations nucléaires.

Nouvelles activités du gouvernement fédéral relatives aux petits réacteurs modulaires (PRM)

Les petits réacteurs modulaires (PRM) sont une nouvelle technologie qui constitue un élément important des initiatives canadiennes de carboneutralité annoncées par le ministre des Ressources naturelles en 2021 et dans le (ARCHIVÉE) budget de 2022. Sans la mise en place de nouveaux PRM, il pourrait être très difficile de mettre à contribution la production d’énergie nucléaire dans les initiatives de décarbonation. Les modifications visant à améliorer l’efficacité et la clarté des exigences du RSN ont été désignées comme une priorité dans le Pilier 2 : Politique, législation et réglementation de la Feuille de route des PRM. Ces modifications permettront d’éliminer les obstacles réglementaires au développement et au déploiement de nouvelles conceptions et technologies de réacteurs, car le RSN ne prévoit pas l’application d’une approche graduelle fondée sur des critères tenant compte du risque.

Autres enjeux

Certaines définitions du RSN, notamment les définitions visant les armes, les substances explosives et les armes à feu, ne correspondent pas à celles du Code criminel. D’autres définitions, comme celles visant le sabotage et le local de surveillance, ne sont pas alignées sur les définitions figurant dans le Glossaire de la sûreté et de la sécurité nucléaires de l’AIEA (PDF). En outre, dans la forme actuelle du RSN, il peut s’avérer difficile de déterminer les exigences qui s’appliquent aux matières nucléaires et celles qui s’appliquent à une installation particulière. Par exemple, les exigences qui s’appliquent aux matières nucléaires de catégorie III figurent à la fois dans la partie 1 et dans la partie 2 du RSN. De plus, l’annexe 2 du RSN contient une liste d’entités spécifiques, dont certaines ont changé de nom ou n’existent plus. Dans l’ensemble, l’approche pour l’annexe 2 du RSN est désuète et ne comprend pas certains types précis d’installations nucléaires; par conséquent, l’annexe ne peut pas s’appliquer aux nouveaux demandeurs ou à d’autres installations nucléaires.

Contexte

La Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires (la LSRN ou la Loi) confère à la CCSN le pouvoir d’établir des exigences réglementaires pour toutes les activités liées au nucléaire au Canada. En vertu de cette Loi, la CCSN réglemente l’utilisation de l’énergie et des matières nucléaires afin de préserver la santé, la sûreté et la sécurité de la population canadienne, de protéger l’environnement, de respecter les engagements internationaux du Canada à l’égard de l’utilisation pacifique de l’énergie nucléaire, et d’informer objectivement le public sur les plans scientifique ou technique ou en ce qui concerne la réglementation du domaine de l’énergie nucléaire. Un élément clé de la mission de la CCSN consiste à réglementer la sécurité des matières, des substances et des installations nucléaires, de l’équipement réglementé et des renseignements réglementés.

Le RSN s’applique aux installations nucléaires qui traitent, utilisent ou entreposent des matières nucléaires de catégorie I, II ou III, y compris les centrales nucléaires, comme il est indiqué à l’annexe 1 du RSN. Il s’applique également aux installations telles que les installations de fabrication de combustible nucléaire et les installations de traitement de substances nucléaires énumérées à l’annexe 2 du RSN, ainsi qu’aux promoteurs de nouvelles installations nucléaires. Le RSN est divisé en deux parties. La partie 1 énonce les exigences en matière de sécurité et les obligations générales pour les demandes de permis soumises conformément à la LSRN. Elle comprend également des renseignements sur les exigences de sécurité pour les SSE, tels que les définit le RSN. La partie 2 énonce les exigences relatives à la sécurité en vue des permis et de l’exploitation des installations de combustible nucléaire et de traitement énumérées à l’annexe 2 du RSN.

La dernière révision complète du RSN a eu lieu en 2006. Les modifications incorporaient les résultats d’analyses nationales et internationales ainsi que des recommandations motivées par l’évolution considérable du contexte de sécurité à la suite des attentats terroristes du 11 septembre 2001 aux États-Unis.

L’examen du RSN était associé à un volume considérable d’activités du gouvernement fédéral en ce qui a trait au comité directeur canadien de la Feuille de route des PRM^{référence 11}. Le comité directeur a déterminé, dans son rapport intitulé Appel à l’action : Feuille de route des petits réacteurs modulaires, que « la réglementation actuelle exigerait que les PRM comportent une infrastructure de sécurité comparable aux grands réacteurs nucléaires en service Â». L’une des recommandations prioritaires de ce rapport était que la CCSN révise le RSN afin de supprimer les exigences normatives et de veiller plutôt à l’atteinte constante des résultats en matière de sécurité et des objectifs de rendement. Dans la Feuille de route des PRM, il était également recommandé que le RSN prévoie l’application d’une approche graduelle fondée sur des critères tenant compte du risque. Le document subséquent à la Feuille de route des PRM, soit le Plan d’action des PRM, a été publié en décembre 2020. Il insiste sur l’importance de supprimer les exigences normatives du RSN, comme le soulignent les mesures CCSN01 « Sécurité nucléaire Â» et CCSN02 « Efficacité réglementaire Â». Dans le cadre du Plan d’action des PRM, le ministre des Ressources naturelles a souligné, dans son Message du ministre, l’importance de la technologie des PRM pour le plan canadien visant à atteindre une économie carboneutre^{référence 12} d’ici 2050.

Dans le budget de 2022 (PDF), le gouvernement du Canada s’est engagé à soutenir le développement et le déploiement des PRM au Canada en injectant 120,6 millions de dollars sur cinq ans, à compter de 2022-2023, puis 0,5 million de dollars pour les années subséquentes. Ce financement comprenait :

• 50,7 millions de dollars, et 0,5 million de dollars pour les années subséquentes afin de permettre à la CCSN de renforcer la capacité de réglementer les PRM et de collaborer avec des partenaires internationaux à l’harmonisation de la réglementation à l’échelle mondiale;
• 69,9 millions de dollars afin de permettre à Ressources naturelles Canada d’entreprendre des recherches sur la gestion des déchets produits par les PRM, de créer une chaîne d’approvisionnement en combustible, de renforcer les accords de coopération nucléaire internationaux et d’améliorer les politiques et pratiques nationales en matière de sûreté et de sécurité.

Le Règlement appuiera les engagements du gouvernement du Canada en ce qui concerne le développement et le déploiement des PRM.

Objectif

Les objectifs stratégiques de l’abrogation et du remplacement du RSN sont les suivants :

• assurer la sécurité continue des installations nucléaires et des renseignements réglementés afin de préserver la santé et la sécurité de la population canadienne et de protéger l’environnement;
• atténuer les nouvelles menaces et les nouveaux risques visant les installations, les matières nucléaires et les substances nucléaires au Canada;
• supprimer les obstacles au développement et au déploiement de nouvelles conceptions et technologies de réacteurs, conformément aux engagements de la CCSN dans le Plan d’action des PRM et la Feuille de route des PRM;
• assurer l’harmonisation avec la Directive du Cabinet sur la réglementation et la Politique sur l’élaboration de la réglementation en mettant en Å“uvre des exigences axées sur le rendement, le cas échéant;
• assurer l’alignement sur les conventions internationales et sur les recommandations, les orientations et les pratiques exemplaires de l’AIEA, et veiller à ce que le Canada continue de remplir ses obligations internationales en matière de sécurité des matières nucléaires et radioactives;
• améliorer la clarté et la lisibilité des exigences.

Description

Les principaux éléments du Règlement sont résumés ci-dessous.

Transition vers une approche axée davantage sur le rendement

Le Règlement comprendra des exigences axées sur le rendement dans la mesure du possible. Ces exigences couvriront notamment, sans s’y limiter, l’utilisation de barrières et de systèmes de protection physique classiques, le recours à des forces d’intervention armées internes ou externes, la défense contre les tentatives de sabotage de la menace de référence (MR)^{référence 13} et l’utilisation de mesures de rechange, notamment les systèmes techniques et les concepts novateurs d’exploitation, les systèmes de sûreté et de sécurité intégrée à la conception (SeIC), ou toute combinaison de ces mesures. Le Règlement établira les exigences et les objectifs axés sur le rendement, et ces objectifs de rendement seront appliqués aux titulaires de permis et aux autres parties intéressées visées au moyen d’une approche tenant compte du risque, c’est-à-dire proportionnellement au risque et à la complexité de l’activité autorisée. L’adoption d’une approche davantage axée sur le rendement en vue de réglementer la sécurité nucléaire permettra aux demandeurs et titulaires de permis de mettre en œuvre de nouveaux processus, technologies et procédures, tout en atteignant les mêmes objectifs rigoureux en matière de sécurité. La CCSN tient compte du niveau de risque d’une installation ou d’une activité en appliquant à toutes ses activités de réglementation les meilleures données et connaissances scientifiques, qu’elles soient novatrices ou éprouvées. Cette approche tient compte du niveau de risque pour la santé, la sécurité et l’environnement en tant que fondement de l’établissement des exigences réglementaires.

Inclusion de nouvelles exigences relatives à l’évaluation de la menace et du risque

Aux termes du Règlement, les installations nucléaires seront tenues de faire ce qui suit :

• réaliser des évaluations de la menace et du risque (EMR) au moins tous les cinq ans;
• inclure les menaces physiques et les cybermenaces dans les EMR;
• tenir à jour les EMR, les réviser sur une base régulière (tous les 12 mois), lorsque les menaces changent ou à la suite d’un incident de sécurité nucléaire, et les actualiser, au besoin.

Inclusion de nouvelles exigences en matière de cybersécurité et de protection des renseignements de nature délicate

Aux termes du Règlement, les installations nucléaires devront donner suite, dans le cadre de leur programme de cybersécurité, aux risques en la matière établis dans leur EMR, et protéger les systèmes et les composants informatiques pertinents contre ces menaces et ces risques.

En outre, le Règlement exigera des demandeurs et des titulaires de permis qu’ils identifient les renseignements de nature délicate qui existent sous forme physique ou numérique et qu’ils veillent à ce que ces renseignements soient protégés contre les menaces relevées dans les EMR, et ce, tout au long de leur cycle de vie. Cette nouvelle exigence s’appliquera aux systèmes et aux composants informatiques utilisés pour traiter, stocker et transmettre des renseignements de nature délicate.

Meilleure harmonisation avec les recommandations, les orientations et les pratiques exemplaires internationales

Le Règlement comprendra de nouvelles exigences visant à :

• renforcer la culture de sécurité nucléaire en obligeant les titulaires de permis à élaborer, à mettre en Å“uvre et à promouvoir des mesures et des pratiques relatives à la culture de sécurité nucléaire dans leurs installations respectives;
• mettre en Å“uvre des dispositions permettant d’assurer des interfaces efficaces entre la sûreté, la sécurité et les garanties nucléaires dans les installations nucléaires, ce qui exigera des titulaires de permis qu’ils évaluent et gèrent l’interface avec les activités relatives à la sécurité, à la sûreté et aux garanties de manière à s’assurer qu’elles ne se nuisent pas mutuellement et que, dans la mesure du possible, elles se renforcent mutuellement;
• effectuer régulièrement des exercices de sécurité, au moins tous les cinq ans, y compris pour les applications relatives au transport;
• inclure les exigences relatives aux mesures compensatoires pour les mesures et les systèmes de sécurité nucléaire;
• renforcer et préciser les mesures de sécurité nucléaire visant les zones vitales;
• mettre en Å“uvre une approche fondée sur les conséquences radiologiques pour la détermination des zones vitales et la mise en Å“uvre de mesures de sécurité nucléaire visant les zones vitales;
• mettre en Å“uvre, à l’égard des substances nucléaires dans les installations autres que les SSE, une surveillance et des exigences relatives à l’entreposage pour empêcher l’enlèvement non autorisé de substances nucléaires et assurer une défense contre les menaces internes;
• mettre en Å“uvre la règle des deux personnes ou des mesures équivalentes pour atténuer le risque de menaces internes dans le PCA des SSE;
• renforcer les exigences relatives aux postes d’alarme de secours dans les SSE.

Mise à jour de la nouvelle norme sur le filtrage de sécurité

Le Règlement mettra à jour la norme sur le filtrage de sécurité visant les autorisations d’accès aux installations afin d’inclure de nouvelles exigences semblables à celles de la Directive sur le filtrage de sécurité du SCT concernant la cote d’accès au site, l’autorisation d’accès au site et l’enquête de sécurité approfondie. En particulier, des vérifications de solvabilité seront exigées pour les personnes ayant une autorisation d’accès au site assortie d’un filtrage approfondi. De plus, la validité de la cote d’accès au site et de l’autorisation d’accès au site passera de 5 à 10 ans afin de s’aligner sur la Directive sur le filtrage de sécurité.

Utilisation de services de sécurité privés dans les installations nucléaires

En vertu du Règlement, les titulaires de permis seront tenus de s’assurer que les gardes de sécurité (autres que les agents de sécurité nucléaire) sont dûment équipés, qualifiés et formés en vue d’accomplir les tâches qui leur sont attribuées. Les titulaires de permis seront également tenus d’élaborer et de tenir à jour des procédures et des instructions pour ces gardes de sécurité.

Ajout de nouvelles définitions et de nouveaux termes et révision des définitions et des termes existants

Le Règlement mettra à jour et clarifiera certaines définitions, notamment :

• le terme « local de surveillance Â» sera remplacé par « poste central d’alarme Â» pour éviter la confusion avec les petits réacteurs modulaires;
• les définitions des termes « menace de référence Â», « surveillance visuelle directe Â», « défense efficace Â», « force d’intervention externe Â», « zone protégée Â», « zone vitale Â» et « sabotage Â» seront révisées pour appuyer la transition vers des exigences axées sur le rendement et pour introduire le concept des conséquences radiologiques ainsi que pour associer ces définitions à des limites de dose mesurables;
• les définitions des termes « substance explosive Â», « arme à feu Â» et « arme Â» renverront aux définitions existantes dans le Code criminel;
• le terme « mesures de protection physique Â» sera remplacé par « mesures de sécurité nucléaire Â» qui couvrira à la fois les mesures de cybersécurité et de sécurité physique;
• de nouvelles définitions seront ajoutées pour les termes « zone à accès limité Â», « barrière physique Â», « renseignements de nature délicate Â», « mesure de sécurité essentielle Â» et « exercice de sécurité Â».

Mise en page simplifiée

La mise en page du Règlement sera révisée afin d’en améliorer la clarté et de réduire les répétitions. Les améliorations qui seront apportées incluent ce qui suit :

• L’annexe 2 du RSN sera entièrement supprimée. Le Règlement ne nommera pas les installations ou les titulaires de permis précis auxquels il s’applique.
• Le Règlement déterminera les installations nucléaires assujetties au Règlement par le biais de la définition du terme « installation nucléaire Â» figurant dans la LSRN.
• Le Règlement organisera les exigences selon une nouvelle structure, qui le divisera en cinq parties (au lieu de deux) afin d’aider les demandeurs et les titulaires de permis à repérer les exigences applicables à leurs activités autorisées.
  • Partie 1 : Dispositions générales qui s’appliqueront à tous les titulaires de permis visés par le RSN, sauf en ce qui a trait au transport
  • Partie 2 : Sites à sécurité élevée
  • Partie 3 : Autres installations nucléaires
  • Partie 4 : Permis de transport
  • Partie 5 : Modifications corrélatives, dispositions transitoires, abrogation et entrée en vigueur.

Modifications corrélatives

Des modifications corrélatives seront apportées au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement et au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015). Cela permettra de s’assurer que les renvois au Règlement sont exacts.

Sanctions administratives pécuniaires

Le Règlement apportera également des modifications à la Partie 9 — Règlement sur la sécurité nucléaire — de l’annexe du Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Cette section a été mise à jour pour tenir compte de la nouvelle structure du Règlement et du nouveau libellé du Règlement. La catégorie de violation qui sera établie pour les sanctions administratives pécuniaires (SAP) correspondantes est fondée sur la catégorie actuelle de violation pour une personne physique et une personne autre qu’une personne physique. Le Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires de la Commission canadienne de sûreté nucléaire comprendra les nouvelles sanctions suivantes :

• 22 nouvelles SAP s’appliquant aux personnes physiques et aux personnes, y compris toutes les installations nucléaires, et visant la culture de sécurité, les interfaces entre la sûreté, la sécurité et les garanties, les mesures compensatoires, les mesures de sécurité essentielles, la cybersécurité, la protection des renseignements de nature délicate et la sécurité des substances nucléaires;
• 26 nouvelles SAP s’appliquant aux personnes physiques et aux personnes, y compris les installations autres que les SSE, et visant les évaluations de la menace et du risque, les gardes de sécurité, les interdictions à l’égard des armes, des explosifs, des éléments de menace et de l’enlèvement non autorisé de substances nucléaires, les dispositions relatives aux fouilles et aux vérifications de sécurité et les exercices de sécurité;
• 14 nouvelles SAP s’appliquant aux personnes physiques et aux personnes propres aux SSE et visant l’entreposage des substances nucléaires, les plans de mesures correctives suivant les exercices de sécurité, les postes centraux d’alarme et les postes d’alarme de secours;
• 5 nouvelles SAP visant les activités de transport en lien avec les exercices de sécurité du transport.

Le Règlement adoptera les SAP actuelles du RSN et améliorera également la clarté et la précision du cadre des SAP de la CCSN pour lequel chaque clause ou chaque disposition aura sa propre SAP correspondante.

Des renseignements sur l’élaboration, la détermination et les répercussions des SAP de la CCSN se trouvent dans le document de travail (ARCHIVÉE) DIS-12-05, Sanctions administratives pécuniaires de la CCSN, ainsi que dans l’analyse des répercussions concernant le Règlement sur les SAP de la CCSN. La CCSN fournit également des renseignements sur l’utilisation des SAP comme outil de conformité et d’application de la loi dans le document d’application de la réglementation intitulé REGDOC-3.5.2, Conformité et application de la loi : Sanctions administratives pécuniaires, version 2.

Incorporation par renvoi

La Directive du Cabinet sur la réglementation et la Politique sur l’élaboration de la réglementation encouragent les organismes de réglementation fédéraux à considérer l’incorporation par renvoi comme outil permettant d’atteindre des résultats réglementaires. Il y a deux documents qui seront incorporés par renvoi dans le Règlement, soit la Directive sur le filtrage de sécurité du Secrétariat du Conseil du Trésor du Canada et le document Quantités dangereuses de matières radioactives (valeurs D) de l’AIEA. Ces deux documents sont disponibles en ligne gratuitement et dans les deux langues officielles, et sont bien connus et bien compris par la CCSN et la communauté réglementée.

La CCSN a examiné ces documents et a déterminé qu’ils atteindront les objectifs stratégiques du Règlement. La CCSN assurera un suivi de ces documents pour être au courant de toute révision ou modification qui leur serait apportée. Si des versions nouvelles ou révisées des documents devaient être publiées, la CCSN les examinerait pour s’assurer que ces documents continuent d’atteindre les objectifs stratégiques et informerait les parties intéressées de la publication des nouveaux documents. Puisque les documents incorporés sont rarement mis à jour, l’examen et l’évaluation des documents ainsi que la communication de l’information aux parties intéressées ne nuiront pas à la capacité des titulaires de permis de se conformer au Règlement.

Directive sur le filtrage de sécurité

Le Règlement incorporera la Directive sur le filtrage de sécurité du SCT, avec ses modifications successives. Le RSN faisait référence à une norme antérieure du SCT, mais cette norme a été remplacée par la Directive sur le filtrage de sécurité. Les autorisations d’accès au site et les autorisations d’accès au site assorties d’un filtrage approfondi seront accordées au personnel travaillant dans les installations nucléaires en fonction des critères énoncés dans cette norme. L’incorporation par renvoi à cette norme permettra de s’assurer que les autorisations d’accès au site des installations nucléaires sont délivrées en fonction des normes de filtrage de sécurité les plus récentes. Pour obtenir de plus amples renseignements, veuillez consulter la sous-section « Modifications des normes d’habilitation de sécurité du gouvernement du Canada Â» sous la section « Enjeux Â».

Document de l’AIEA : Quantités dangereuses de matières radioactives (valeurs D)

Le RSN incorporera par renvoi le document Quantités dangereuses de matières radioactives (valeurs D) de l’AIEA, avec ses modifications successives. Plus précisément, la CCSN incorporera le tableau de données contenant le nom de chaque radionucléide et la valeur D associée (valeur numérique). L’incorporation de ce document permettra d’aligner le Règlement sur les données scientifiques internationales les plus récentes concernant les risques pour la santé et la sécurité posés par les radionucléides. L’incorporation de ce document répondra aux préoccupations des parties intéressées concernant les obligations en matière de sécurité pour les substances nucléaires (autres que les matières nucléaires), car les valeurs D fourniront les critères scientifiques permettant de déterminer quelles quantités et quels isotopes de substances nucléaires seront assujettis à ces exigences dans le Règlement. L’utilisation des valeurs D a été suggérée par les parties intéressées de l’industrie pendant la consultation. La section du résumé de l’étude d’impact de la réglementation (REIR), intitulée « Entreposage et sécurité des substances nucléaires Â», présente une discussion plus approfondie sur ces exigences.

Élaboration de la réglementation

Consultation

Depuis 2016, la CCSN a entrepris une consultation importante et continue des parties intéressées. En 2016 et 2017, des ateliers de consultation ont été organisés avec des parties intéressées de l’industrie nucléaire afin d’obtenir leurs commentaires préliminaires sur les améliorations potentielles au RSN en fonction des nouvelles technologies de sécurité, des menaces nouvelles et changeantes, des nouvelles possibilités offertes par les PRM et de l’expérience d’exploitation de l’industrie dans le cadre du RSN. En 2019, la CCSN a organisé, de concert avec le World Institute for Nuclear Security (WINS), un atelier à l’intention des représentants des SSE afin d’explorer les options de modernisation des exigences de sécurité visant la prévention des tentatives de sabotage. Parallèlement, la CCSN a collaboré avec ses homologues internationaux pour comprendre l’évolution du contexte mondial de la sécurité et des défis connexes. De plus, en s’appuyant sur les commentaires et contributions reçus, la CCSN a élaboré des propositions de modifications, comparé les options et pris des décisions fondées sur des données probantes au sujet du Règlement. En 2021, la CCSN a entrepris une consultation élargie de toutes les parties intéressées au sujet du Règlement. Une ventilation détaillée des activités de consultation de la CCSN à l’égard du Règlement est présentée ci-dessous.

Premières consultations (2016-2020)

La CCSN a organisé trois ateliers de consultation, en 2016 et en 2017, auprès des parties intéressées de l’industrie afin d’obtenir des commentaires préliminaires sur les modifications éventuelles au RSN. Les parties intéressées de l’industrie qui ont pris part aux ateliers sont celles qui sont directement responsables de la mise en Å“uvre des mesures de sécurité aux installations nucléaires ou celles qui assurent la sécurité des matières nucléaires. Trois groupes différents ont participé aux ateliers :

• Les titulaires de permis énumérés à l’annexe 2 du RSN; les autres titulaires de permis qui possèdent, utilisent, entreposent et transportent des matières nucléaires de catégorie III non couvertes par l’annexe 2; les titulaires de permis qui exploitent des installations dotées de réacteurs de recherche (par exemple les exploitants de réacteurs SLOWPOKE);
• Les titulaires de permis qui exploitent des SSE (par exemple les centrales nucléaires) et qui possèdent, utilisent ou transportent des matières nucléaires de catégories I et II;
• Les fournisseurs, concepteurs et titulaires de permis intéressés par la construction et le déploiement de PRM.

En décembre 2017, la CCSN a publié un compte rendu de l’atelier avec les parties intéressées, qui résumait les commentaires formulés par les participants. La CCSN a également reçu des commentaires sur le RSN dans le cadre de deux documents de travail, soit le DIS-14-02, Moderniser les règlements de la CCSN en 2014 et le DIS-16-04, Petits réacteurs modulaires : Stratégie, approches et défis de la réglementation en 2016. Le DIS-14-02 a été affiché sur le site Web de la CCSN le 17 novembre 2014, pour une période de consultation initiale de 120 jours, qui a été ensuite prolongée jusqu’au 29 mai 2015, à la demande des parties intéressées. Après la période de consultation, les commentaires reçus ont été affichés en juin et en juillet 2015 aux fins de rétroaction supplémentaire. Le DIS-16-04 a été affiché sur le site Web de la CCSN durant 120 jours, soit de mai à septembre 2016, et les commentaires reçus ont été affichés en novembre et décembre 2016 aux fins de rétroaction supplémentaire. Bien que les commentaires reçus à l’égard du DIS-14-02 étaient de nature générale et n’étaient pas propres au RSN, ils ont été pris en note et conservés pour l’examen du RSN. Les commentaires ont soulevé des problèmes sur le plan du chevauchement de la réglementation, des écarts par rapport à l’orientation internationale et de l’utilisation de documents d’application de la réglementation pour établir de nouvelles exigences. Cependant, les commentaires à l’égard du DIS-16-04 étaient axés sur le cadre de réglementation de la CCSN et sur la façon dont certains de ses aspects pourraient être clarifiés afin de mieux comprendre comment les exigences de la CCSN en matière de demande de permis pourraient s’appliquer aux PRM. Un résumé des commentaires formulés par les parties intéressées, incluant les réponses de la CCSN à ces commentaires, a été publié dans le Rapport sur ce que nous avons entendu – DIS-14-02 et le Rapport sur ce que nous avons entendu – DIS-16-04, respectivement.

Consultation de 2021

En 2021, la CCSN a diffusé deux documents de travail sur la modernisation du cadre de réglementation visant la sécurité nucléaire : DIS-21-02, Modifications proposées au Règlement sur la sécurité nucléaire et DIS-21-03,  Cybersécurité et protection des informations numériques. Le DIS-21-02, affiché durant 90 jours sur la plateforme de consultation électronique Parlons sûreté nucléaire^{référence 14}, soit d’avril à juillet 2021, décrivait les modifications à la réglementation proposées par la CCSN dans divers domaines, dont la protection physique (prévention du vol et du sabotage), la cybersécurité et la protection des renseignements sur la sécurité nucléaire, ainsi que la culture de sécurité et l’incidence sur la CCMN. Le DIS-21-03, affiché durant 90 jours sur Parlons sûreté nucléaire, soit de juillet à octobre 2021, décrivait de manière approfondie les révisions visant la réglementation de la cybersécurité et de la protection des renseignements numériques. Ces deux documents de travail ont donné lieu à 242 commentaires en tout.

Le 13 avril 2021, la CCSN a tenu deux séances d’information avec des organisations non gouvernementales de l’environnement (ONGE) et des membres du public, afin de les informer sur le projet de modifications à la réglementation, sur les consultations et études antérieures qui ont alimenté les propositions de la CCSN, ainsi que sur la façon dont les parties intéressées qui ont suivi ces séances d’information pouvaient formuler des commentaires sur les documents de travail et participer aux ateliers. D’avril à septembre 2021, la CCSN a tenu une série de séances de consultation avec plus de 150 participants du public, des ONGE, l’industrie, des ministères et organismes du gouvernement du Canada ainsi que des représentants de divers gouvernements provinciaux. Ces séances ont compris une description détaillée du processus de modification de la réglementation, et ont présenté les modifications proposées au RSN et la justification de ces modifications. Dans l’ensemble, en 2021, la CCSN a reçu plus de 500 commentaires de 37 parties intéressées différentes. La CCSN a résumé tous les commentaires des parties intéressées et la voie qu’elle entendait suivre à l’égard du RSN dans le Rapport sur ce que nous avons entendu : DIS-21-02 et DIS-21-03. Les parties intéressées ont appuyé la plupart des modifications proposées au RSN qui ont fait l’objet de discussions avant la publication préalable dans la Partie I de la Gazette du Canada (GC I). Leurs principales préoccupations portaient notamment sur les propositions visant des exigences axées sur le rendement, y compris celles relatives à la protection contre le vol et le sabotage, sur de nouvelles dispositions en matière de cybersécurité et de protection des renseignements de nature délicate ainsi que sur le coût du filtrage de sécurité. Des renseignements supplémentaires sur ces préoccupations sont présentés ci-dessous.

Réglementation axée sur le rendement

Au cours des consultations préalables, les parties intéressées de l’industrie ont exprimé leur fort appui à l’égard des exigences axées sur le rendement assorties d’objectifs clairs, ainsi que des exigences qui permettent d’adopter des approches de rechange aux fins de protection contre le vol et le sabotage. Toutefois, les parties intéressées ont demandé des précisions au sujet de ce que la CCSN jugera suffisant pour atteindre les objectifs en matière de sûreté nucléaire. Certaines parties intéressées de l’industrie ont souligné que les considérations devraient être différentes selon qu’il s’agit de grandes centrales nucléaires ou de petites installations nucléaires, dont les inventaires de matières nucléaires sont plus petits. Le public et les ONGE ont formulé une mise en garde, faisant valoir que le RSN doit garantir le maintien ou le renforcement des niveaux de sécurité actuels et que l’application de la sécurité nucléaire devrait être au même niveau, indépendamment de l’emplacement géographique ou de la technologie utilisée dans une installation donnée (qu’il s’agisse par exemple de régions urbaines ou éloignées).

Compte tenu de ces préoccupations, il convient de noter que la conformité à toute exigence axée sur le rendement sera évaluée par la CCSN. Les demandeurs et titulaires de permis devront démontrer qu’ils ont atteint les objectifs ou les résultats énoncés dans le Règlement. Le Règlement continuera de garantir le maintien d’un régime rigoureux de sécurité nucléaire au Canada, tout en offrant aux demandeurs et aux titulaires de permis une marge de manœuvre accrue en vue de démontrer comment ils peuvent satisfaire aux exigences réglementaires en matière de sécurité nucléaire. La CCSN fournira davantage d’orientation sur la façon de satisfaire aux exigences axées sur le rendement dans ses documents d’application de la réglementation^{référence 15} (REGDOC). De plus, la CCSN rencontre régulièrement les titulaires de permis pour leur offrir de l’orientation.

Menaces pour la cybersécurité et cybersécurité dans les EMR

Les exigences en matière de cybersécurité figurent actuellement dans le permis^{référence 16} de chaque SSE. La CCSN exige que les SSE respectent la norme N290.7, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs^{référence 17} de l’Association canadienne de normalisation (CSA), et elle incorpore cette norme par renvoi dans les permis des autres installations nucléaires, en tant qu’orientation. Les représentants des réacteurs de recherche, des PRM et d’autres installations de traitement des substances nucléaires ont indiqué qu’une approche tenant compte du risque en ce qui concerne les exigences en matière de cybersécurité devrait être utilisée. Bien que les titulaires de permis de réacteurs de recherche appuient l’approche de la cybersécurité tenant compte du risque, ils ont également soulevé des préoccupations quant à l’utilisation de cette approche, car ils estiment que la façon dont la norme CSA N290.7 pourrait être appliquée à des activités autorisées à moindre risque n’est pas claire.

Les représentants des SSE ont fait part de leurs préoccupations quant aux coûts de mise en Å“uvre de la nouvelle version de 2021 de la norme CSA N290.7. Toutefois, il convient de noter que ces coûts seront pris en charge par le titulaire de permis, quelles que soient les exigences du Règlement, car la version précédente de cette norme figure déjà dans les conditions de permis des SSE en tant qu’exigence.

Les parties intéressées de tous les groupes, particulièrement ceux des fournisseurs et concepteurs de PRM, des réacteurs de recherche et des titulaires de permis du cycle de combustible, ont remis en question la nécessité de réviser les EMR chaque année. En réponse, la CCSN a précisé que, d’après la proposition, les EMR devront faire l’objet d’un examen par le titulaire de permis chaque année, mais qu’elles devront être révisées uniquement en cas de changement. Les parties intéressées de l’industrie sont généralement d’accord pour inclure les cybermenaces dans les EMR et pour incorporer des exigences relatives à la protection contre les cybermenaces, ce que certains SSE font déjà. Les titulaires de permis de tous les groupes, ainsi que les fournisseurs et concepteurs de PRM, ont toutefois mentionné qu’ils souhaitent obtenir davantage d’orientation sur la façon d’évaluer les cybermenaces et de les intégrer dans les EMR.

Les parties intéressées de l’industrie ont recommandé l’utilisation d’une approche tenant compte du risque pour déterminer les systèmes qui assurent la sûreté, la sécurité, la préparation aux situations d’urgence et les garanties, ou qui ont une incidence sur ces aspects, et qui seront inclus dans l’EMR du titulaire de permis. Elles ont souligné que les éléments de programme énoncés dans la norme CSA N290.7 sont en général appropriés, et certaines d’entre elles ont demandé un recours à une approche tenant compte du risque, ce qui donnera aux titulaires de permis d’installations gérant des matières nucléaires de catégorie III la marge de manÅ“uvre nécessaire pour proposer d’autres méthodes, approches et mesures de sécurité. Toutefois, les parties intéressées de l’industrie ont également demandé à la CCSN de l’orientation supplémentaire sur la façon dont la norme CSA N290.7 pourrait s’appliquer à ces installations.

La CCSN compte fournir de l’orientation sur les EMR et l’application de l’approche tenant compte du risque en matière de cybersécurité dans ses REGDOC.

Protection des renseignements de nature délicate

La plupart des titulaires de permis étaient d’accord avec l’approche du cycle de vie de la CCSN à l’égard de la protection des renseignements de nature délicate, bien que certains aient exprimé des préoccupations quant à l’élargissement de la portée des renseignements à protéger et aient trouvé que la définition des renseignements de nature délicate était trop vaste. La plupart des titulaires de permis utilisent déjà des systèmes de classification des renseignements tenant compte du risque et conviennent généralement que la classification et le marquage des renseignements sont nécessaires pour gérer et protéger adéquatement les renseignements. Toutefois, certains ont dit craindre qu’il soit difficile d’harmoniser le système de classification^{référence 18} avec leur système actuel, ce qui pourrait mener à un surclassement des renseignements, et que la mise en œuvre de plusieurs niveaux de sensibilité impose un fardeau trop lourd pour parvenir à l’objectif réglementaire.

La CCSN précisera les exigences et élaborera de l’orientation sur la manière de repérer et de protéger les renseignements de nature délicate dans ses REGDOC.

Norme sur le filtrage de sécurité

Les parties intéressées de l’industrie ont exprimé des préoccupations quant à l’élargissement des vérifications financières et des enquêtes de sécurité nécessaires pour tous les employés, par opposition à l’application de la norme en fonction du niveau de responsabilité associé à chaque rôle. Elles ont également fait part de leurs préoccupations visant l’accessibilité de la technologie utilisée pour prendre les empreintes, puisque certaines d’entre elles ont eu de la difficulté à recueillir les empreintes de leur personnel.

La CCSN reconnaît que les employeurs ont eu des problèmes avec la prise d’empreintes digitales en raison des restrictions liées à la COVID-19 et de la disponibilité de la technologie. Par conséquent, la CCSN a modifié la proposition de sorte à ne plus exiger la prise d’empreintes digitales dans le cadre des enquêtes auprès des organismes d’exécution de la loi (vérification nominale du casier judiciaire). D’après les commentaires reçus au cours des consultations, la proposition à l’égard des vérifications de la solvabilité a également été modifiée afin que ces vérifications ne soient obligatoires que pour les personnes ayant une autorisation élargie d’accès au site, en fonction d’une approche tenant compte du risque.

Publication préalable dans la Partie I de la Gazette du Canada

Le Règlement a fait l’objet d’une publication préalable dans la Partie I de la Gazette du Canada le 12 novembre 2022, suivie d’une période de consultation de 60 jours.

En tout, 16 soumissions ont été reçues, représentant 107 commentaires distincts, dont 103 ont été soumis par les parties intéressées de l’industrie et 4, par des membres du public. Les commentaires portaient principalement sur l’incidence du Règlement sur les installations existantes, et dans une moindre mesure sur les répercussions du Règlement à l’égard du développement et du déploiement futurs de potentiels PRM.

Parallèlement à la publication préalable dans la GC I, un document de travail intitulé DIS-22-02, Propositions de modification de la série de REGDOC 2.12 sur la sécurité nucléaire a été affiché sur la plateforme de consultation en ligne de la CCSN aux fins de consultation publique. Ce document de travail a permis de consulter les parties intéressées au sujet des précisions et de l’orientation qui seront incluses dans les REGDOC révisés.

Les principaux thèmes des commentaires et des préoccupations des parties intéressées au cours de la période de consultation de la GC I comprenaient les suivants :

• des demandes pour améliorer la clarté de la portée et des exigences relatives aux mesures de sécurité essentielles;
• la portée des exigences relatives à la cybersécurité et aux renseignements de nature délicate;
• des préoccupations concernant la normativité et l’incidence opérationnelle des exigences relatives à l’entreposage et à la sécurité des substances nucléaires;
• des préoccupations concernant la normativité et l’incidence opérationnelle des exigences relatives aux mesures de sécurité nucléaire visant les zones protégées;
• des demandes pour améliorer la clarté des exigences relatives aux fouilles, aux contrôles de l’accès et aux autorisations d’accéder à certaines zones des SSE (zones vitales et zones intérieures);
• les mises à jour et l’accès à la MR;
• le besoin de paramètres de mesure relatifs aux conséquences radiologiques pour faciliter la détermination des zones vitales;
• des préoccupations concernant la normativité et l’incidence opérationnelle des mesures de sécurité nucléaire visant les zones vitales;
• des demandes de précisions concernant les exigences relatives aux postes d’alarme secondaire (PAS);
• des demandes pour améliorer la clarté concernant le renforcement des dispositions relatives à la sécurité du transport;
• des questions et des préoccupations concernant les calendriers d’entrée en vigueur des nouvelles exigences.

Afin de clarifier certains commentaires et de discuter davantage des préoccupations des parties intéressées de l’industrie, le personnel de la CCSN a tenu un atelier avec ces dernières du 22 au 24 mars 2023, à Ottawa, en Ontario. Un compte rendu de l’atelier avec les parties intéressées résumant les discussions et la voie à suivre a été rédigé et affiché sur la plateforme de consultation en ligne de la CCSN. Un atelier de suivi à l’intention des parties intéressées de l’industrie a eu lieu le 13 décembre 2023 pour discuter des propositions de politiques révisées en fonction des commentaires reçus. Les principaux thèmes des commentaires et préoccupations des parties intéressées ainsi que les modifications apportées au Règlement entre la publication préalable dans la GC I et la publication dans la GC II sont abordés ci-dessous. Un tableau résumant les principales modifications est fourni à la fin de cette section.

Mesures de sécurité essentielles

Les parties intéressées de l’industrie ont exprimé leurs préoccupations au sujet des dispositions exigeant des mesures compensatoires et une alimentation sans interruption pour toutes les mesures de sécurité aux installations nucléaires. Elles ont fait valoir que la portée potentielle des systèmes et composants assujettis à ces exigences était trop vaste et qu’il serait peu pratique et inutile de mettre en œuvre des mesures compensatoires et une alimentation sans interruption pour chaque mesure de sécurité à leurs installations. De plus, elles ont indiqué que l’application de ces dispositions aux mesures de cybersécurité détériorées imposerait un fardeau excessif et ne favoriserait pas la sûreté et la sécurité des installations nucléaires.

Pour donner suite aux préoccupations des parties intéressées de l’industrie, la CCSN a ajouté une définition de « mesure de sécurité essentielle Â» dans le Règlement. Cette définition établit clairement quelles mesures de sécurité sont considérées comme essentielles et doivent satisfaire aux exigences relatives aux mesures compensatoires et à l’alimentation sans interruption. Les demandeurs et titulaires de permis devront identifier les mesures de sécurité essentielles dans l’EMR, puis mettre en place des mesures compensatoires appropriées en cas de perte d’alimentation ou de panne d’un système ou composant. Cette modification et la nouvelle définition ont été communiquées à l’industrie réglementée au cours de l’atelier de décembre 2023, et l’industrie était globalement en faveur de la modification proposée.

Cybersécurité et protection des renseignements de nature délicate

Les parties intéressées de l’industrie se sont dites préoccupées par la proposition d’exiger que l’ensemble des installations nucléaires veillent à ce que toutes les fonctions liées à la sécurité, à la préparation et à l’intervention en cas d’urgence ainsi qu’aux garanties assurent une protection contre les menaces pour la cybersécurité. Elles ont exprimé des préoccupations à l’égard du fait que la conformité à cette exigence ne serait ni pertinente, ni applicable, ni pratique pour toutes les installations. Par exemple, certaines installations assujetties au Règlement, dont les profils de risque sont toutefois plus faibles, n’assument pas de fonctions associées à la préparation aux situations d’urgence ou aux garanties; par conséquent, il n’existerait aucun moyen pratique de protéger ces fonctions contre les menaces pour la cybersécurité, et une telle protection n’aurait aucune valeur ajoutée.

Pour donner suite aux commentaires des parties intéressées, la CCSN a supprimé ces fonctions particulières du Règlement et a révisé les exigences afin que le Règlement exige que les titulaires de permis protègent les systèmes informatiques et composants électroniques des installations nucléaires contre les menaces pour la cybersécurité établies dans l’EMR. Par conséquent, la nouvelle exigence est axée sur les résultats des programmes de cybersécurité. La liste antérieure de fonctions sera incluse dans les REGDOC révisés, qui fourniront de l’orientation supplémentaire sur les dispositions relatives à la cybersécurité afin de protéger ces fonctions au sein des installations pertinentes, dans le cadre du programme global de cybersécurité des titulaires de permis. Les parties intéressées de l’industrie ont été consultées à propos de cette modification et ont exprimé leur appui.

En ce qui concerne les exigences relatives à la protection des renseignements de nature délicate, la principale préoccupation des parties intéressées visait la protection de toute l’information qui pourrait potentiellement correspondre à la définition de renseignements de nature délicate. En l’absence de contexte, elles ont trouvé le concept peu clair et trop vaste et ont suggéré que cela pourrait entraîner des coûts inutiles pour protéger un grand volume de renseignements très variés. Après avoir évalué la rétroaction des parties intéressées de l’industrie, la CCSN a révisé les exigences de manière à ce que le Règlement exige qu’un titulaire de permis utilise l’EMR associée à une installation donnée afin de déterminer ce qui constitue des renseignements de nature délicate dans le contexte de l’installation visée et des activités connexes. Par la suite, tous les renseignements de nature délicate devront être protégés contre les menaces et les risques établis dans l’EMR, ce qui réduira la portée générale des renseignements, puisque la définition des renseignements de nature délicate sera déterminée en fonction de l’EMR. De l’orientation sur le repérage, la classification et la protection des renseignements de nature délicate sera fournie dans les REGDOC révisés et se trouve également dans les normes et les documents d’orientation internationaux.

Entreposage et sécurité des substances nucléaires

Les parties intéressées de l’industrie étaient préoccupées par le fait que les exigences proposées visant l’entreposage des substances nucléaires étaient trop normatives et qu’elles auraient une incidence considérable sur les coûts et l’exploitation. Elles se sont aussi dites préoccupées par le fait que les exigences relatives à l’utilisation d’équipement pour détecter l’enlèvement non autorisé de substances nucléaires nuiraient à la détection de certaines substances et à la prévention de leur enlèvement. De plus, des préoccupations ont été soulevées quant au fait que les exigences proposées relatives à la surveillance directe seraient prohibitives.

Les parties intéressées de l’industrie ont suggéré que des contrôles administratifs ou des contrôles de processus seraient plus efficaces aux fins d’entreposage et de prévention de l’enlèvement non autorisé de substances nucléaires. Elles ont également fait valoir que le RSN devrait être plus souple pour permettre aux titulaires de permis de proposer leurs propres approches d’entreposage sécuritaire des substances nucléaires, en fonction du profil de risque de leurs inventaires particuliers. Elles ont également fait valoir le besoin de critères quantitatifs pour déterminer le type et la quantité de substances nucléaires qui seraient assujettis à ces exigences.

Pour répondre aux commentaires des parties intéressées concernant l’entreposage et l’enlèvement non autorisé des substances nucléaires, la CCSN a révisé cette disposition afin d’offrir aux titulaires de permis une marge de manœuvre accrue quant à la façon d’obtenir les résultats attendus en ce qui concerne la détection, le retardement et l’intervention. Les dispositions ont été révisées et le Règlement exigera des titulaires de permis qu’ils mettent en œuvre des mesures de sécurité nucléaire qui permettront de détecter l’accès non autorisé aux substances nucléaires entreposées et de prévoir suffisamment de temps pour intervenir et prévenir l’enlèvement non autorisé de ces substances. Cette approche s’aligne sur les pratiques exemplaires internationales qui utilisent des facteurs de détection, de retardement et d’intervention pour assurer la sécurité des installations nucléaires.

Pour donner suite aux préoccupations concernant l’exigence relative à la surveillance directe des substances nucléaires, la CCSN a adopté la proposition des parties intéressées de l’industrie qui consiste à utiliser les valeurs D^{référence 19} (les quantités dangereuses de matières radioactives) publiées par l’AIEA, afin de déterminer le type et la quantité de substances nucléaires qui doivent être protégées. Le Règlement déterminera, à partir des valeurs D, les substances nucléaires et leurs quantités respectives qui sont assujetties à ces exigences relatives à l’entreposage et à la surveillance directe. La CCSN a déterminé que l’incorporation par renvoi des tableaux de valeurs/données de ce document de l’AIEA constituera un moyen efficace d’établir les quantités de substances nucléaires assujetties à ces exigences dans le Règlement. Par conséquent, l’utilisation de l’incorporation par renvoi donne suite aux commentaires des parties intéressées à cet égard dans la GC I. De plus amples renseignements sur l’utilisation de l’incorporation par renvoi dans le Règlement sont fournis à la section « Incorporation par renvoi Â» du présent REIR.

Mesures de sécurité nucléaire visant les zones protégées

Les parties intéressées de l’industrie se sont dites préoccupées par les exigences relatives aux deux barrières (une barrière extérieure et une barrière intérieure) entourant la zone protégée d’un SSE qu’elles estimaient trop normatives et dont la mise en Å“uvre aurait une incidence importante sur l’exploitation et les coûts de plusieurs SSE. De plus, elles ont fait valoir que ces exigences auraient une incidence sur les installations existantes, qui compliqueraient l’agrandissement potentiel, en raison de l’espace nécessaire à l’installation de ces barrières. Elles ont recommandé d’en faire des exigences axées sur le rendement, ce qui permettrait aux demandeurs et titulaires de permis d’évaluer le nombre de barrières et de mesures de sécurité nucléaire nécessaires pour chaque installation, en fonction des menaces et des risques pertinents pour l’installation en question.

La CCSN a décidé de ne pas prescrire l’utilisation de barrières intérieures et extérieures pour les zones protégées. Le Règlement a été modifié après la publication préalable dans la GC I afin d’exiger que la zone protégée soit munie d’une barrière et d’au moins deux mesures de sécurité nucléaire supplémentaires. Celles-ci doivent pouvoir détecter des intrusions (ou tentatives d’intrusion) et toute altération des mesures de sécurité, déclencher une alarme continue, faciliter l’évaluation immédiate de l’alarme et empêcher l’accès à la zone protégée pendant suffisamment longtemps. Ce délai permettra une intervention appropriée du personnel interne ou externe, au besoin. Cette disposition met l’accent et s’aligne sur les pratiques exemplaires internationales sur les facteurs principaux de détection, de retardement et d’intervention visant à assurer la sécurité des installations nucléaires. Les REGDOC révisés fourniront de l’orientation supplémentaire sur les mesures de sécurité appropriées visant les zones protégées ainsi que des calculs d’analyse du retardement en fonction de la voie d’entrée afin d’améliorer le retardement et le délai d’intervention à chaque installation.

Fouilles, contrôle d’accès et autorisations

Les parties intéressées de l’industrie ont demandé des précisions sur plusieurs dispositions liées aux éléments suivants :

• Les exigences relatives aux fouilles visant des matières nucléaires de catégorie I, II et III (ainsi que les exigences connexes relatives aux panneaux indicateurs de fouille) dans les sites autres que les SSE où aucune matière nucléaire n’est présente. Certains titulaires de permis de sites autres que les SSE ont fait valoir qu’il n’était pas possible ni pratique d’effectuer des fouilles visant à trouver des matières qui ne sont pas présentes dans leurs installations, et que l’installation de panneaux indicateurs de telles fouilles n’avait aucune utilité.
• L’exigence obligeant les visiteurs (y compris les conducteurs de camions de livraison) à présenter deux pièces d’identité, qui aurait une incidence sur les activités aux installations nucléaires (surtout dans les sites autres que les SSE).
• L’exigence pour le personnel du titulaire de permis de disposer d’une « autorisation écrite Â» lui permettant d’entrer dans une zone protégée, vitale ou intérieure, ou d’agir à titre d’opérateur du PCA, d’agent de sécurité nucléaire ou de préposé à la sécurité nucléaire.

La CCSN a révisé ces dispositions du Règlement afin d’établir des attentes et des exigences claires pour les installations nucléaires. Dans l’ensemble, les révisions consistent notamment à préciser les exigences relatives à l’affichage de panneaux et aux fouilles visant les matières et substances nucléaires dans les SSE ainsi que dans les sites autres que les SSE, de sorte que l’inventaire des matières et substances nucléaires à ces installations soit pris en compte. De plus, la CCSN a révisé les exigences relatives aux personnes autorisées à entrer sous réserve d’être escortées (c’est-à-dire les visiteurs) de manière à exiger une seule pièce d’identité afin de faciliter l’accueil des visiteurs et des livreurs. Les parties intéressées de l’industrie ont exprimé leur soutien à l’égard de ces modifications lors de l’atelier de décembre 2023 avec la CCSN.

De plus, la CCSN clarifiera dans les REGDOC à l’appui que le terme « autorisation écrite Â» inclut les autorisations délivrées par voie électronique. Par conséquent, il ne sera pas nécessaire de rédiger une autorisation pour chaque personne, ce qui réduira le fardeau connexe.

Menace de référence

La CCSN n’a proposé aucune modification aux exigences relatives à la MR dans le Règlement. Cependant, elle a reçu plusieurs commentaires sur les dispositions de la MR de la part des parties intéressées de l’industrie, qui ont exprimé les deux grandes préoccupations suivantes :

• Les menaces dans la MR actuelle ne s’alignent pas sur les exigences nouvelles ou modifiées du Règlement.
• La MR doit être fournie aux nouveaux demandeurs de permis et aux fournisseurs de réacteurs pour transmettre aux promoteurs des renseignements importants en matière de sécurité afin que ces promoteurs puissent adapter leurs mesures et programmes de sécurité nucléaire et contrer ou atténuer la MR dès le début du processus de conception des installations. Aux termes des exigences actuelles, la MR est fournie seulement aux titulaires de permis de SSE.

Bien que ces commentaires n’aient pas donné lieu à des modifications au Règlement, ils seront pris en compte dans le cadre du processus de révision et de mise à jour de la MR. Il s’agit d’un processus distinct et indépendant, car la MR n’est pas un texte réglementaire. La CCSN consultera les titulaires de permis visés au sujet de la nouvelle version de la MR durant ce processus, et informera les titulaires de permis de SSE lorsque la nouvelle MR sera achevée, comme l’exige le Règlement.

Détermination des zones vitales (conséquences radiologiques)

Les parties intéressées de l’industrie se sont dites préoccupées par le fait que la définition de la « zone vitale Â» n’était pas claire, surtout compte tenu de l’utilisation du terme « danger inacceptable Â». Elles ont indiqué que ce manque de clarté dans la définition aurait une incidence sur leur capacité à identifier les zones vitales, comme l’exige le Règlement, car il leur est impossible de savoir quelles limites de rejet ou de dose de rayonnement constitueraient un « danger inacceptable Â». Les parties intéressées de l’industrie ont suggéré de réviser la définition de « zone vitale Â» afin d’utiliser le concept de conséquences radiologiques plutôt que celui de « danger inacceptable Â».

Les parties intéressées de l’industrie ont suggéré que l’utilisation des conséquences radiologiques, définies en termes de limites quantitatives de dose de rayonnement, permettrait d’établir des paramètres clairs et mesurables pour déterminer ce qui constitue une zone vitale d’un SSE. Par conséquent, toute zone de l’installation nucléaire où une personne pourrait recevoir une dose dépassant la limite ou le seuil convenu serait désignée comme une zone vitale. Cette approche serait conforme aux recommandations et pratiques de l’AIEA, ainsi qu’aux politiques d’autres organismes de réglementation nucléaire à l’échelle internationale.

De plus, les parties intéressées de l’industrie ont indiqué que l’utilisation du concept de « conséquences radiologiques Â» garantirait la prise en compte des facteurs de risque lors de l’établissement de seuils et de paramètres de mesure de la SeIC dans la conception globale des nouvelles installations.

Pour donner suite aux préoccupations des parties intéressées et clarifier les exigences relatives à la détermination des zones vitales, la CCSN a révisé les définitions des termes « sabotage Â», « défense efficace Â» et « zone vitale Â» afin d’y ajouter le concept des conséquences radiologiques et de les assortir de limites de dose mesurables. En retour, les concepteurs et exploitants d’installations nucléaires pourront utiliser ces seuils comme paramètres de mesure acceptables pour déterminer les zones vitales (et les mesures de sécurité nucléaire requises) et pour protéger les installations nucléaires et les membres du public contre les rejets radioactifs. Les seuils des conséquences radiologiques, les méthodes visant à déterminer les conséquences radiologiques à une installation nucléaire donnée et celles visant à déterminer les zones vitales seront inclus dans les REGDOC révisés. Des renseignements semblables sont également disponibles dans les documents de l’AIEA.

Mesures de sécurité nucléaire visant les zones vitales

Les parties intéressées de l’industrie ont exprimé des préoccupations quant aux exigences relatives aux méthodes de contrôle de l’accès aux zones vitales ou de leur entrée et aux exigences visant la détection des intrusions ou altérations dans ces zones. Elles ont suggéré que ces exigences nécessiteraient de l’équipement et des systèmes additionnels de détection et d’évaluation, sans pour autant augmenter considérablement le niveau de sécurité des installations. De plus, les parties intéressées de l’industrie ont fait valoir que ces exigences étaient très normatives et que, dans l’ensemble, elles auraient une incidence importante sur l’exploitation et les coûts des installations existantes et sur les nouvelles constructions potentielles de PRM.

La CCSN a tenu compte des commentaires de l’industrie tirés de la consultation dans le cadre de la GC I et de l’atelier en mars 2023. Compte tenu de cette rétroaction, elle a conclu que les exigences, telles qu’elles étaient écrites, étaient normatives et auraient des conséquences imprévues pour les SSE. Elle a déterminé que ces dispositions devraient être axées sur les résultats attendus en ce qui concerne la mise en Å“uvre et le maintien par les installations nucléaires d’un niveau de sécurité supplémentaire pour les zones vitales (en plus des mesures de sécurité nucléaire visant les zones protégées), ce qui est conforme aux pratiques exemplaires internationales (AIEA) en matière de protection des zones vitales.

En réponse aux préoccupations des parties intéressées de l’industrie, la CCSN a modifié le Règlement afin d’exiger que les titulaires de permis mettent en place des mesures qui permettront de dissuader, de détecter, de retarder et d’intervenir en cas de vol et de sabotage, conformément aux pratiques de l’AIEA. Les exigences stipulent que les titulaires de permis doivent adopter des dispositions relatives au contrôle de l’accès, à la détection d’un accès non autorisé, au retardement de l’entrée non autorisée d’adversaires, à l’activation d’alarmes dans le PCA en cas d’accès non autorisé ainsi qu’à la détection et à l’évaluation des cas d’altération des mesures de sécurité nucléaire. Cette modification permettra d’adopter une approche neutre sur le plan technologique et axée sur les résultats à l’égard de la sécurité des zones vitales. Les titulaires de permis de SSE ne seront pas tenus de mettre en œuvre des mesures de sécurité particulières, mais devront plutôt élaborer leurs propres méthodes en vue d’atteindre les résultats demandés et d’assumer les fonctions requises en vertu du Règlement.

Postes d’alarme secondaires

Les parties intéressées de l’industrie se sont dites très préoccupées par l’exigence proposée concernant un poste d’alarme secondaire (PAS). Elles ont indiqué que la construction d’un PAS distinct ne serait pas pratique dans certaines installations en raison du manque d’espace ou de plans de déclassement. Elles ont également soulevé des préoccupations quant au fardeau financier que cette exigence imposera aux possibles nouvelles installations dotées de PRM.

Pour donner suite aux préoccupations des parties intéressées, les exigences relatives aux PAS ont été révisées afin d’indiquer clairement que les titulaires de permis doivent disposer, sous une forme ou une autre, d’un poste, d’une mesure ou d’une fonction de secours indépendant du PCA et que les mesures de secours ou d’urgence doivent être mises à l’épreuve. De plus, le terme « poste d’alarme secondaire Â» a été remplacé par « poste d’alarme de secours Â» pour s’aligner sur la terminologie de l’AIEA.

Dispositions relatives à la sécurité du transport

Les membres du public ont formulé des commentaires sur les dispositions du Règlement relatives à la sécurité du transport. Les répondants ont fait valoir qu’il n’était pas clair si les exigences proposées permettaient d’assurer une détection, un retardement et une intervention appropriés en cas de menaces visant des matières nucléaires de catégorie I, II et III durant le transport. De plus, des répondants ont demandé comment la CCSN procéderait à la vérification de la conformité et à l’application de la loi en ce qui concerne les dispositions relatives à la sécurité du transport.

Pour donner suite aux commentaires des parties intéressées, la CCSN a révisé les dispositions relatives à la sécurité du transport pour exiger que le plan de sécurité du transport comprenne une description du moyen de transport et de l’entente en matière d’escorte (en fonction du risque d’après la catégorie de matières nucléaires). La CCSN vérifiera la conformité aux dispositions relatives au transport du Règlement en examinant les documents soumis par les demandeurs et les titulaires de permis (comme une demande de permis de transport), en inspectant les activités de transport et en surveillant les exercices de sécurité du transport. La CCSN a également inclus, plus loin dans le présent REIR, des renseignements supplémentaires sur les stratégies de mise en œuvre, de vérification de la conformité et d’application de la loi à l’égard du Règlement.

De l’orientation supplémentaire sur les dispositions relatives à la sécurité du transport et sur les exercices de sécurité du transport sera fournie dans les REGDOC révisés.

Les sites autres que les SSE ne gèrent pas de matières nucléaires de catégorie I ou II, et la plupart d’entre eux ne gèrent pas de matières nucléaires de catégorie III non plus. Ils ne seront donc pas affectés par ces dispositions.

Dispositions relatives à l’entrée en vigueur

Les parties intéressées de l’industrie représentant les titulaires de permis de SSE ont soulevé des préoccupations au sujet de la période de transition d’un an accordée à ces installations pour se conformer au Règlement, comme il est décrit dans les dispositions transitoires. Elles ont suggéré qu’un an ne suffirait pas pour apporter les modifications à certaines mesures de sécurité nucléaire (comme les zones vitales, les postes d’alarme de secours ainsi que l’entreposage et la surveillance des substances nucléaires) nécessaires pour se conformer aux exigences du Règlement. Pour donner suite à ces préoccupations, les dispositions transitoires ont été modifiées : le Règlement prévoira une période de transition de deux ans pour les SSE et les sites autres que les SSE. Les titulaires de permis ont été consultés au sujet des dispositions transitoires révisées au cours de l’atelier de décembre 2023 et se sont dits en faveur de la période supplémentaire qui leur sera accordée pour se conformer au Règlement.

Résumé des modifications entre la GC I et la GC II

Le tableau ci-dessous résume les principales modifications apportées au Règlement de la publication préalable dans le GC I à la publication dans la GC II.

No	Thème	Résumé des révisions majeures
1	Mesures de sécurité essentielles	Introduit une définition de « mesure de sécurité essentielle afin de définir la portée des mesures assujetties aux exigences concernant les mesures compensatoires et l’alimentation électrique sans interruption.
2	Cybersécurité et protection des renseignements de nature délicate	Suppression des listes de fonctions spécifiques qui ont fait l’objet de mesures de cybersécurité et révision des exigences visant à mettre l’accent sur les résultats de la défense contre les cybermenaces déterminées dans l’EMR. Portée clarifiée des renseignements assujettis aux dispositions relatives à la protection des renseignements de nature délicate en les reliant à l’EMR.
3	Entreposage et sécurité des substances nucléaires	Les exigences révisées de la CCSN seront axées sur les résultats (moins normatives). Les titulaires de permis devront mettre en œuvre des mesures de sécurité nucléaire qui permettront de détecter l’accès non autorisé aux substances nucléaires entreposées et de prévoir suffisamment de temps pour intervenir et prévenir l’enlèvement non autorisé de ces substances. Introduction du concept des valeurs D de l’AIEA pour déterminer la portée des substances nucléaires assujetties à cette exigence.
4	Mesures de sécurité nucléaire visant les zones protégées	Les exigences révisées de la CCSN seront axées sur les résultats (moins normatives). Révision de l’exigence relative à deux barrières (barrière interne et barrière externe) pour indiquer qu’une barrière, combinée à d’autres mesures de sécurité nucléaire, doit prévoir des dispositions appropriées en matière de détection, de retardement et d’évaluation des alarmes, en fonction du dossier de sécurité du titulaire de permis.
5	Fouilles, contrôle d’accès et autorisations	Clarification des dispositions relatives aux fouilles et à l’affichage de panneaux afin de mieux tenir compte de l’inventaire des substances nucléaires. Révision des exigences en matière d’escorte pour mieux accueillir les visiteurs. Suppression des exigences relatives aux « autorisations écrites Â».
6	Conséquences radiologiques	Mise en place d’une approche fondée sur les conséquences radiologiques pour déterminer et protéger les zones vitales.
7	Mesures de sécurité nucléaire visant les zones vitales	Révision des exigences afin qu’elles soient axées sur les résultats (moins normatives). Révision des exigences stipulant que les titulaires de permis doivent adopter des dispositions relatives au contrôle de l’accès, à la détection de l’accès non autorisé, au retardement de l’entrée non autorisée d’adversaires, à l’activation d’alarmes dans le PCA en cas d’accès non autorisé ainsi qu’à la détection et à l’évaluation des cas d’altération des mesures de sécurité nucléaire.
8	Postes d’alarme secondaires	Révision de l’exigence concernant la mise en place d’un poste d’alarme de secours indépendant qui exécute les fonctions du poste central d’alarme. La terminologie est passée de poste d’alarme secondaire Â» à « poste d’alarme de secours Â» pour s’aligner sur la terminologie utilisée à l’échelle internationale.
9	Sécurité du transport	Ajout d’exigences selon lesquelles le plan de sécurité du transport doit comprendre une description du moyen de transport et les dispositions relatives à l’escorte pendant le transport.
10	Calendrier de mise en œuvre	Révision du calendrier de mise en œuvre applicable aux SSE, passant de un à deux ans. Le calendrier de mise en œuvre applicable aux sites autres que les SSE demeure inchangé à deux ans.

Mobilisation des Autochtones, consultation et obligations découlant des traités modernes

La CCSN ne s’attendait pas à ce que la proposition de réglementation visant à abroger et à remplacer le RSN, en raison de sa nature spécifique à la sécurité, ait des répercussions sur les droits ancestraux ou issus de traités. Toutefois, pour appuyer la mobilisation des Nations et communautés autochtones, elle a communiqué en 2021 avec toutes les communautés autochtones ayant exprimé un intérêt, ou dont les territoires traditionnels ou visés par un traité comportent des installations nucléaires, pour discuter des documents de travail et des ateliers susmentionnés. La CCSN a offert des occasions de mobilisation et de discussion et a sollicité des commentaires au sujet du règlement proposé. Les Nations et communautés autochtones approchées par la CCSN n’ont pas manifesté de besoin de consultations approfondies ni d’intérêt à ce sujet.

L’évaluation initiale des obligations relatives aux traités modernes portait sur l’aspect géographique et l’objet de l’initiative par rapport aux traités modernes en vigueur, et n’a pas permis de relever des répercussions potentielles liées à ces traités. Bien qu’aucun lien ou répercussion clairs sur les partenaires des traités modernes qui pourraient découler du Règlement n’aient été relevés, Relations Couronne-Autochtones et Affaires du Nord Canada (RCAANC) a recommandé d’inclure tous les partenaires signataires de traités modernes dans la stratégie de mobilisation de la CCSN lorsqu’un projet nucléaire est susceptible d’être proposé. RCAANC a fourni une liste de partenaires signataires de traités modernes avec lesquels la CCSN doit communiquer, qui comprend des partenaires des Territoires du Nord-Ouest, du Nunavut, du Yukon, du Labrador et du Nord du Québec. La CCSN a communiqué avec les partenaires signataires de traités modernes dans ces régions pour les informer du Règlement et a offert de fournir des renseignements supplémentaires, au besoin.

À la suite de la publication préalable dans la GC I, la CCSN a de nouveau communiqué avec les partenaires et les communautés autochtones ayant exprimé un intérêt à l’égard des installations nucléaires ou de leur réglementation, ou sur les territoires desquels se trouvent des installations nucléaires, pour les informer que le Règlement était à la disposition du public aux fins d’examen et de commentaires. La CCSN a tenu des séances de questions et réponses à l’intention de deux communautés et organisations autochtones et a reçu des soumissions de quatre Nations et communautés autochtones portant sur le Règlement ou sur le document de travail visant le document de travail (DIS-22-02) sur le REGDOC. La rétroaction et les discussions ont notamment porté sur la communication de davantage de renseignements et de précisions sur les nouvelles dispositions en matière de cybersécurité et de renseignements de nature délicate, les questions liées à la transition vers la réglementation axée sur le rendement, des demandes pour améliorer la clarté du contenu des REGDOC ainsi que des discussions sur le processus global d’élaboration de la réglementation. À la suite de ces soumissions et de ces séances, la CCSN a communiqué avec les communautés et organisations autochtones au sujet d’activités de suivi possibles. Aucune autre demande de consultation ou de mobilisation n’a été reçue.

La CCSN a à cÅ“ur de collaborer avec toute Nation ou communauté autochtone qui exprime un intérêt à l’égard du cadre de réglementation de la CCSN. Pour obtenir de plus amples renseignements sur l’engagement de la CCSN à l’égard de la mobilisation et de la consultation des Autochtones, veuillez consulter le REGDOC-3.2.2, Mobilisation des Autochtones et la page Consultation et mobilisation des Autochtones sur le site Web de la CCSN.

Choix de l’instrument

Après avoir envisagé les options non réglementaires suivantes, la CCSN a déterminé que l’abrogation et le remplacement du RSN constituaient l’instrument le plus efficace et approprié.

1. Statu quo

Le scénario du statu quo a été pris en considération, mais rejeté.

Les menaces et les risques auxquels sont confrontées les installations nucléaires au Canada ont considérablement évolué depuis l’entrée en vigueur de l’actuel RSN et sa dernière modification en 2006. De nouvelles technologies et mesures visant à protéger les installations, les matières et les substances nucléaires ont également vu le jour depuis. Le risque pour la population canadienne et l’environnement continue d’augmenter au fil du temps, car les menaces auxquelles étaient déjà confrontées les installations nucléaires canadiennes évoluent et les nouvelles contre-mesures, contre-technologies ou autres mesures de sécurité ne peuvent être correctement prises en compte et déployées.

La technologie des PRM est une technologie émergente qui constitue un élément important des initiatives de carboneutralité du Canada annoncées par le ministre des Ressources naturelles en 2021 et dans le (ARCHIVÉE) budget de 2022. Sans la mise en place de nouveaux PRM, il pourrait être très difficile de mettre à contribution la production d’énergie nucléaire dans les initiatives de décarbonation. Les modifications visant à améliorer l’efficacité et la clarté des exigences normatives du RSN ont été définies comme étant prioritaires dans le Pilier 2 : Politique, législation et réglementation de la Feuille de route des petits réacteurs modulaires. La nécessité de modifier le RSN a été cernée dans la recommandation 22 de la Feuille de route des petits réacteurs modulaires et a donné lieu à l’engagement de la CCSN de modifier le RSN, comme il est indiqué dans les mesures CCSN01 et CCSN02 du Plan d’action pour les PRM.

2. Conditions de permis

La possibilité d’ajouter de nouvelles exigences de sécurité dans les permis individuels, à titre de conditions de permis, a été envisagée, mais finalement rejetée. Étant donné que la plupart des exigences sont communes à toutes les installations nucléaires ou, au moins, à un sous-ensemble d’installations (c’est-à-dire les SSE), plutôt que de répéter les mêmes exigences dans chaque permis à titre de conditions de permis, la CCSN a déterminé qu’il serait plus efficace de les intégrer à un ensemble minimal d’exigences génériques dans la réglementation. Toutefois, la CCSN reconnaît que les conditions de permis peuvent être un moyen efficace de prescrire certaines exigences, notamment les exigences propres à une installation, lorsque cela est nécessaire.

3. Conformité volontaire

La CCSN a également envisagé de recourir à un régime de conformité volontaire. Toutefois, cette possibilité a été rejetée, car il ne serait pas possible d’assurer une normalisation minimale uniforme. La conformité volontaire, c’est-à-dire assurer la conformité au moyen des documents d’application de la réglementation de la CCSN (REGDOC) ou d’autres programmes des titulaires de permis, implique qu’il existe, pour les titulaires de permis, un certain pouvoir discrétionnaire en ce qui concerne la mise en œuvre des mesures de sécurité nucléaire. Cela pourrait laisser les installations nucléaires canadiennes vulnérables aux menaces physiques et aux menaces pour la cybersécurité. La conformité volontaire comporte la possibilité que les titulaires de permis appliquent des mesures ou des normes de sécurité différentes en termes de niveau de sécurité, ce qui pourrait entraîner des incohérences dans la façon dont les menaces et les risques pour la sécurité sont traités par les titulaires de permis. La conformité volontaire ne donnerait pas au public canadien ni à la communauté internationale l’assurance que des mesures adéquates de protection de la sécurité nucléaire ont été prises pour faire face aux menaces qui pèsent sur les installations, les matières et les substances nucléaires canadiennes.

Analyse de la réglementation

Avantages et coûts

On s’attend à ce que le coût en valeur actualisée totale du Règlement soit de 141,3 millions de dollars, et la valeur actualisée totale des avantages, de 221,5 millions de dollars, ce qui représente une valeur actualisée nette (avantage) de 80,2 millions de dollars pour le Règlement (en dollars canadiens de 2023). Les coûts en valeur actualisée associés au Règlement sont en majeure partie liés aux mesures de sécurité nucléaire visant les zones vitales (76,6 millions de dollars), aux dispositions relatives à la cybersécurité et à la sécurité de l’information (24,5 millions de dollars) ainsi qu’aux dispositions relatives aux postes d’alarme de secours (14,5 millions de dollars). Ces coûts sont principalement liés aux installations existantes et ont été ajustés en fonction des estimations faites par les parties intéressées de l’industrie concernant les nouvelles exigences décrites dans la GC I.

Le Règlement renforcera la sûreté et la sécurité autour des sites nucléaires et réduira le risque d’incidents catastrophiques qui pourraient nuire à la santé de la population canadienne ou à l’environnement, ou encore causer des dommages économiques provoqués par des pannes de courant. Comme les incidents et les accidents aux sites nucléaires sont extrêmement rares, la réduction du risque ne peut être quantifiée. Le Règlement génère également des avantages qualitatifs associés à la réduction du risque d’incidents de sécurité nucléaire. Les avantages chiffrés sont principalement liés aux économies entraînées par les exigences axées sur le rendement visant le personnel de sécurité (196,8 millions de dollars) qui s’appliquent au développement et au déploiement futurs de PRM et non aux installations existantes.

Il est possible d’obtenir le rapport d’ACA détaillé pour le Règlement en communiquant avec la CCSN. Des coordonnées figurent à la fin du présent REIR.

Résumé des changements entre la Partie I et la Partie II de la Gazette du Canada

Il y a des différences dans l’ACA entre ce qui a été publié dans le REIR de la GC I et la présente version. Les principales raisons de ces changements dans les coûts chiffrés sont notamment les suivantes :

• Le Canada a connu une période d’inflation élevée pendant l’élaboration de ce Règlement^{référence 20}. La publication préalable dans la GC I utilisait des dollars canadiens de 2021, tandis que la publication dans la CG II utilise des dollars canadiens de 2023. En raison de l’inflation élevée, certains coûts ont augmenté de 11 %, conformément à la feuille de calcul de l’inflation de la Banque du Canada^{référence 21}.
• La période visée par l’ACA a été modifiée pour la GC II en raison d’un changement à la date d’entrée en vigueur du Règlement. Pour répondre aux commentaires des parties intéressées concernant les défis liés à la mise en Å“uvre, la CCSN a inclus un calendrier de deux ans pour l’entrée en vigueur du Règlement. Afin d’être conforme à la Politique sur l’analyse coûts-avantages, la période visée pour l’analyse a débuté en 2025 (publication dans la GC I et enregistrement), puis a été prolongée de 10 ans, soit de 2027 à 2036 (date d’entrée en vigueur), pour être conforme aux Exigences en matière d’élaboration, de gestion et d’examen des règlements. Par conséquent, la période visée pour l’ACA dans la GC II était de 12 ans, comparativement à 10 ans pour la publication préalable dans la GC I, ce qui a entraîné des coûts chiffrés supplémentaires.
• Les prévisions pour les nouveaux projets nucléaires potentiels ont considérablement augmenté depuis la publication dans la GC I. Bien que le Règlement prévoit des avantages chiffrés importants pour l’ensemble des nouvelles installations nucléaires, il y aurait certaines augmentations de coûts liées aux nouvelles mesures de sécurité nucléaire visant à assurer la sécurité continue de ces installations. Par conséquent, une augmentation des prévisions pour les nouvelles installations est un facteur contribuant aux coûts et aux avantages globaux du Règlement. À titre d’exemple, le rapport Avenir énergétique du Canada en 2021 de la Régie de l’énergie du Canada (REC)^{référence 22} prévoyait une capacité d’environ 6 600 MWé pour les PRM (environ 22 PRM) entre 2040 et 2050. En comparaison, le plus récent rapport Avenir énergétique du Canada de la REC publié en 2023 prévoyait jusqu’à 9 000 MWé de la nouvelle capacité pour les PRM d’ici 2036 (environ 30 PRM), ce qui représente une augmentation importante par rapport aux données de 2021.

Les différences dans les avantages chiffrés entre la GC I et la GC II sont principalement motivées par les prévisions revues à la hausse pour les centrales nucléaires. Les changements climatiques, la sécurité énergétique ainsi que les initiatives d’électrification et de décarbonation ont entraîné une augmentation substantielle de l’intérêt pour l’énergie nucléaire entre 2022 et aujourd’hui. Au niveau fédéral, lors de la réunion de la COP28 en 2023, le Canada a été l’un des pays qui s’est engagé à tripler l’énergie nucléaire d’ici 2050^{référence 23}. La Régie de l’énergie du Canada, dans son rapport Avenir énergétique en 2023, soulignait l’importance des nouvelles installations nucléaires (entre autres sources d’électricité non émettrices) dans les efforts déployés par le Canada et le monde entier pour atteindre la carboneutralité d’ici 2050^{référence 24}.

De plus, à l’échelle provinciale, quatre provinces (Ontario, Nouveau-Brunswick, Alberta et Saskatchewan) ont élaboré et publié un plan stratégique en 2022 pour le déploiement de PRM dans leurs provinces respectives^{référence 25}.

• Les provinces de l’Alberta et de la Saskatchewan ont convenu de collaborer et de partager de l’information sur l’énergie nucléaire^{référence 26}. En Alberta, la société établie à Calgary, Energy Alberta, entreprend la planification d’une installation composée de quatre réacteurs CANDU de grande taille^{référence 27}. La Saskatchewan envisage le déploiement de PRM sur des sites potentiels et cible une exploitation dans les années 2030; tout dépendra de sa décision finale en 2029^{référence 28}.
• En Ontario, la Société indépendante d’exploitation du réseau d’électricité (SIERE) a publié un rapport sur la décarbonation dans lequel il était indiqué que l’Ontario aurait besoin d’environ 17 GW de nouvelle capacité nucléaire d’ici 2050 pour atteindre les objectifs de décarbonation^{référence 29}. Dans l’ensemble, le gouvernement de l’Ontario a fait de l’énergie nucléaire une composante majeure de sa planification économique^{référence 30} et énergétique à long terme^{référence 31}. À titre d’exemple, Bruce Power^{référence 32} et Ontario Power Generation (OPG)^{référence 33} ont exprimé leur intérêt pour la construction de nouvelles installations nucléaires à tranches multiples. De plus, en avril 2025, OPG s’est vue délivrer un permis de construction pour un seul PRM sur le site de son projet de nouvelle centrale nucléaire de Darlington^{référence 34}.
• Le Nouveau-Brunswick a souligné dans son Plan intégré des ressources 2023 que les PRM étaient essentiels à l’avenir de l’approvisionnement en électricité de la province^{référence 35}. À titre d’exemple, en juin 2023, Énergie NB a présenté une demande de permis de préparation de l’emplacement pour un PRM à une seule tranche^{référence 36}.

Les principaux avantages chiffrés du Règlement devraient découler des économies de coûts pour les nouvelles installations nucléaires en raison de la mise en œuvre d’un règlement axé sur le rendement. Les prévisions et les rapports susmentionnés publiés entre 2022 et 2024 témoignent d’une augmentation importante des nouvelles installations nucléaires potentielles par rapport aux prévisions disponibles lors de l’élaboration du REIR aux fins de publication dans la GC I. Par conséquent, en utilisant les données sur les plus récentes projections, le nombre de nouvelles installations augmente et donc, les avantages chiffrés (économies de coûts) augmentent également de manière considérable.

Méthode d’analyse coûts-avantages

Dans l’ACA visant le Règlement, on a comparé les impacts supplémentaires entre un scénario de référence et un scénario de réglementation conformément à la Politique sur l’analyse coûts-avantages. Le scénario de référence montre les coûts et avantages attendus sans le Règlement, comme le décrit l’option du statu quo dans la section « Choix de l’instrument Â». Le scénario de réglementation décrit les impacts supplémentaires attendus du nouveau Règlement.

Les impacts chiffrés sont calculés à l’aide du Standard Cost Model (PDF, disponible en anglais seulement) [modèle de coûts standards] de l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE). Il s’agit d’une méthode reconnue internationalement pour déterminer et calculer les effets chiffrés de la réglementation gouvernementale sur les entreprises. Dans le cadre de la présente ACA, la CCSN a utilisé le modèle de coûts standard pour calculer les coûts de conformité et le fardeau administratif associés au nouveau Règlement.

Le Règlement aura un impact sur 5 titulaires de permis de sites à sécurité élevée (SSE) couvrant 13 sites, ainsi que sur 8 titulaires de permis de catégorie IA^{référence 37} et de catégorie IB^{référence 38} couvrant 11 sites, qui comprennent des réacteurs de recherche, des installations de fabrication du combustible nucléaire et des installations de traitement de substances nucléaires, et qui ne sont pas des sites à sécurité élevée. En outre, trois organisations qui transportent des matières nucléaires seront touchées dans une mesure plus limitée par les exigences visant les exercices de sécurité du transport.

Au moment de l’élaboration initiale du Règlement, il n’y avait pas de PRM en exploitation ou en construction au Canada. Toutefois, plusieurs projets de PRM pourraient voir le jour au cours de la période de 12 ans visée par l’analyse. À cet égard, quatre organisations intéressées par les technologies de PRM (Ontario Power Generation, Bruce Power, Énergie du Nouveau-Brunswick et les Laboratoires Nucléaires Canadiens) ont fourni des estimations chiffrées des coûts et avantages associés aux modifications réglementaires applicables aux installations de PRM proposées.

La CCSN a obtenu les données utilisées pour élaborer cette ACA en consultant les parties intéressées. Au besoin, les autres données sur les coûts de la main-d’œuvre ont été obtenues auprès de Statistique Canada^{référence 39}.

La CCSN a relevé certains éléments des activités d’exploitation des titulaires de permis qui seront touchées par le Règlement, notamment :

• les coûts d’investissement chiffrés (nouveaux équipements et logiciels et leur maintenance);
• les coûts de main-d’œuvre chiffrés (révisions des programmes et procédures, formation du personnel, temps consacré par le nouveau personnel aux exercices de sécurité);
• les coûts chiffrés pour les activités de conformité de la CCSN;
• les avantages chiffrés liés aux autorisations de sécurité et à la réglementation axée sur le rendement;
• les avantages qualitatifs en matière de sécurité.

Les valeurs actualisées totales sont en dollars canadiens de 2023, avec une année de référence de 2025 pour la valeur actualisée (lorsque le Règlement sera enregistré et publié), à un taux de 7 % sur une période de 12 ans (2025-2036). Ces données prévoient une année de référence de 2025 pour la valeur actualisée et couvrent les coûts qu’engageront l’industrie et le gouvernement pendant la période 2025-2027 pour se conformer au Règlement. Elles tiennent également compte des incidences pendant les 10 ans à compter de la date de mise en Å“uvre du Règlement (2027) et s’harmonisent avec les critères de la Politique sur l’analyse coûts-avantages et les Exigences en matière d’élaboration, de gestion et d’examen des règlements connexes. Des taux d’actualisation de 0 %, 3 %, 5 % et 10 % ont été pris en compte dans le cadre de l’analyse de sensibilité effectuée à l’égard du RSN.

Consultations au sujet de l’analyse coûts-avantages

La CCSN a organisé des ateliers avec les parties intéressées concernées afin de déterminer les impacts opérationnels (coûts et avantages) des divers éléments du Règlement. La CCSN a adopté une approche itérative pour ces ateliers qui ont été menés en plusieurs phases :

• présentation et aperçu du processus coûts-avantages concernant la réglementation (21 juin 2021);
• examen des impacts opérationnels (6 août 2021);
• examen des impacts opérationnels chiffrés (10 septembre 2021).

Des représentants des SSE, des promoteurs de PRM et des représentants des installations autres que des SSE ont assisté à ces ateliers. Les représentants de l’industrie ont soumis à l’avance leurs données chiffrées préliminaires qui ont ensuite été discutées lors de l’atelier de septembre. Après l’atelier, les représentants du secteur ont révisé ces données chiffrées en fonction des commentaires de la CCSN et les ont soumises. La CCSN a ensuite examiné ces données révisées et les a comparées à ses données internes sur les coûts, le cas échéant (c’est-à-dire les contrats pour les EMR, les coûts des habilitations de sécurité et les coûts de l’équipement lié à la cybersécurité) afin d’obtenir les données chiffrées finales. D’autres activités de relations externes et des discussions avec les titulaires de permis concernés ont eu lieu en juillet et en août 2024 au sujet des coûts et avantages des modifications importantes apportées après la publication préalable dans la GC I.

Les avantages qualitatifs ont été déterminés en fonction des renseignements fournis par les experts en la matière de la CCSN et au moyen d’une analyse comparative des recommandations et des pratiques exemplaires internationales. La CCSN a discuté de manière approfondie des avantages qualitatifs du Règlement avec les parties intéressées de l’industrie lors de la réunion avec les commentateurs de mars 2023 et des discussions avec l’industrie de décembre 2023, ce qui a permis aux parties intéressées de l’industrie de mieux comprendre la justification et les avantages de l’abrogation et du remplacement du RSN.

Coûts

Le coût différentiel total estimé en valeur actualisée du Règlement sera de 141,3 millions de dollars. Les coûts sont regroupés selon les principaux thèmes des modifications qui entraîneront des répercussions sur les coûts des parties réglementées. Voici ces thèmes :

• Les nouvelles exigences relatives aux mesures de sécurité nucléaire visant les zones vitales entraîneront un coût en valeur actualisée de 76,6 millions de dollars.
• Les nouvelles exigences en matière de cybersécurité et de protection des renseignements de nature délicate pour toutes les installations nucléaires entraîneront un coût en valeur actualisée de 24,5 millions de dollars.
• Les nouvelles exigences relatives au poste d’alarme de secours entraîneront un coût en valeur actualisée nette de 14,5 millions de dollars.
• Les nouvelles exigences relatives à la surveillance des substances nucléaires et aux mesures de sécurité nucléaire entraîneront un coût en valeur actualisée de 6,4 millions de dollars.
• Les nouvelles exigences relatives à la règle des deux personnes entraîneront un coût en valeur actualisée de 6,1 millions de dollars.
• Les activités de la CCSN visant à vérifier la conformité (activités à recouvrement de coût) au Règlement de toutes les installations nucléaires entraîneront un coût en valeur actualisée de 4,08 millions de dollars.
• Les nouvelles exigences relatives aux exercices de sécurité et aux exercices de sécurité du transport dans toutes les installations nucléaires entraîneront un coût en valeur actualisée de 2,52 millions de dollars.
• Les nouvelles exigences imposant aux titulaires de permis de promouvoir une culture de sécurité dans toutes les installations nucléaires entraîneront un coût en valeur actualisée de 1,57 million de dollars.
• Les nouvelles exigences visant à améliorer l’interface entre la sûreté, la sécurité et les garanties dans toutes les installations nucléaires imposeront un coût en valeur actualisée de 1,44 million de dollars.
• Les nouvelles exigences relatives aux gardes de sécurité dans les installations autres que des SSE imposeront un coût en valeur actualisée de 1,38 million de dollars.
• Les changements aux processus ou procédures visant les habilitations de sécurité et le filtrage de sécurité entraîneront un coût en valeur actualisée de 1,22 million de dollars (ce coût est compensé par d’autres modifications aux exigences en matière d’habilitations de sécurité décrites dans la section « Avantages Â»).
• Les changements aux exigences relatives aux EMR dans toutes les installations nucléaires imposeront un coût en valeur actualisée de 0,62 million de dollars.
• Les activités effectuées par la CCSN (à coûts non recouvrables) pour mettre en Å“uvre le Règlement (c’est-à-dire les activités de promotion de la conformité, la formation supplémentaire, la mise à jour de documents comme les guides d’inspection ainsi que la révision du programme de SAP) imposeront un coût en valeur actualisée de 0,29 million de dollars.

Dans l’ensemble, la majorité des coûts d’investissement seront engagés entre 2025 et 2027, alors que les titulaires de permis se prépareront à être conformes d’ici la date d’entrée en vigueur du Règlement en 2027. À partir de 2027, les coûts de la main-d’œuvre devraient représenter le principal facteur, car il s’agit de coûts engagés chaque année dans le cadre des coûts d’exploitation et d’entretien des installations.

Les impacts chiffrés de ces thèmes (à l’exception des activités de conformité de la CCSN) se présenteront sous forme de changements apportés aux processus, aux programmes et aux procédures internes des titulaires de permis, à l’achat, à la mise à niveau et à l’entretien ou à la réparation des structures et de l’équipement (matériel ou logiciel) et aux coûts de la main-d’œuvre du personnel effectuant les nouvelles tâches requises par le Règlement.

Les coûts engagés par la CCSN pour effectuer ses activités de conformité sont attribués à l’industrie, car la CCSN est un organisme à recouvrement de coûts, en vertu du Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Par conséquent, les coûts engagés par la CCSN pour les activités de conformité (par exemple les inspections et les examens de la documentation) sont facturés aux titulaires de permis. Afin de vérifier la conformité au Règlement, la CCSN effectuera davantage d’inspections et d’examens des programmes et des mesures de sécurité, et facturera donc davantage de droits pour le recouvrement des coûts aux entités réglementées.

Dans le rapport de la Régie de l’énergie du Canada (REC), intitulé Avenir énergétique du Canada en 2023 (PDF), il est indiqué que la première année d’exploitation d’un PRM sera en 2030. Par conséquent, les coûts et avantages relatifs aux PRM devraient s’appliquer pendant la période allant de 2030 à 2036.

Avantages

Le principal avantage du Règlement pour la population canadienne sera la réduction du risque d’incidents liés à la sécurité nucléaire grâce au renforcement de la sécurité nucléaire. Cette réduction du risque ne peut être quantifiée de manière pratique et est traitée de manière qualitative.

De plus, la prévention des dommages aux installations nucléaires qui causent des rejets radioactifs (en raison de menaces physiques, de menaces pour la cybersécurité ou de menaces internes) ainsi que la prévention du vol de matières et de substances nucléaires entraîneront une réduction des risques pour la santé et la sécurité de la population canadienne et pour l’environnement.

Le Règlement réduira également le risque de dommages économiques dus aux pannes de courant, comme la perte de revenus pour les compagnies d’électricité, les coûts de rétablissement à la suite d’incidents touchant la sécurité nucléaire, l’augmentation des coûts de l’électricité et les éventuelles pénuries d’électricité ou de radio-isotopes si certaines installations nucléaires se retrouvaient hors service pendant une période prolongée en raison d’un incident de sécurité.

Il y aura aussi des avantages économiques liés au fait que les dispositions prévoient la SeIC et des forces d’intervention externe dans le cadre du système de sécurité nucléaire des installations nucléaires, ainsi que la mise en œuvre d’une approche fondée sur les conséquences radiologiques pour déterminer les cibles de sabotage dans les SSE.

D’autres discussions et exemples de ces avantages sont fournis dans le présent REIR et dans le rapport d’ACA détaillé.

Événements de sécurité liés aux installations nucléaires

L’un des principaux avantages du Règlement pour la population canadienne sera la réduction du risque d’événements liés à la sécurité dans les installations nucléaires. Ces événements de sécurité comprennent des événements liés à la sécurité physique et à la cybersécurité, ainsi que des menaces de la part d’adversaires externes et d’adversaires internes (menaces internes). Les types d’incidents de sécurité nucléaire visés dans le Règlement sont extrêmement rares au Canada et dans le monde. Toutefois, lorsque des incidents se produisent, leurs répercussions sont importantes et ont un profond retentissement. Des exemples d’incidents liés à la cybersécurité, à la protection de l’information et à la sécurité physique, ainsi que des renseignements sur les menaces et les risques particuliers provenant des menaces internes sont présentés ci-dessous. De plus, des exemples et des renseignements supplémentaires sont inclus dans le rapport d’ACA.

Cybersécurité et protection des renseignements de nature délicate

• Globalement, les coûts des cyberattaques pour les entreprises du monde entier ont été estimés à 945 milliards de dollars américains en 2021, soit une augmentation de 80 % par rapport à 2018, tandis que d’autres estimations chiffrent les coûts totaux des cyberattaques à plusieurs billions de dollars américains chaque année^{référence 40}.
• L’attaque par rançongiciel contre Colonial Pipeline aux États-Unis en mai 2021^{référence 41} a entraîné le vol de 100 Go de données et la fermeture de l’oléoduc pendant six jours. Colonial Energy a payé une rançon d’environ 5 millions de dollars américains pour remettre son réseau en marche. La panne de l’oléoduc a provoqué des pénuries de carburants pour les compagnies aériennes et les véhicules pendant plusieurs jours dans certaines régions des États-Unis.
• En 2013, le Centre antifraude du Canada a reçu plus de 16 000 plaintes de cyberfraude représentant plus de 29 millions de dollars de pertes déclarées. Un exemple majeur était le botnet connu sous le nom de « Citadel Â» : des réseaux de zombies ont installé des logiciels malveillants sur des ordinateurs pour voler des données personnelles et financières et ont ciblé d’importantes institutions financières au Canada et à l’étranger, ce qui a entraîné des pertes économiques mondiales estimées à 500 millions de dollars.
• Selon une enquête menée par Sécurité publique Canada en 2017, près de 70 % des entreprises canadiennes ont été victimes de cyberattaques dont le coût moyen s’élevait à 15 000 $^{référence 42}.
• En septembre 2019, la centrale nucléaire de Kudankulam, dans le Tamil Nadu en Inde, a été la cible d’une cyberattaque, et un grand nombre de renseignements de nature délicate ont été volés sur le réseau administratif^{référence 43}. En raison de la nature délicate des renseignements qui ont été volés, cet incident a augmenté le risque de sabotage ou le risque de vol de substances ou de matières nucléaires dans cette installation.
• En 2010, la cyberattaque de StuxNet a endommagé environ 1 000 centrifugeuses dans une installation d’enrichissement en Iran.
• Une cyberattaque survenue en décembre 2014 a ciblé des exploitants nucléaires en Corée du Sud. Dans le cadre de cette attaque, des plans et des manuels d’équipement de la centrale ont été divulgués et publiés en ligne. Plusieurs installations dotées de réacteurs ont également fait l’objet de menaces. L’exploitant, KHNP, a déclaré que la fuite de données n’avait pas compromis la sûreté des réacteurs. En réponse, KHNP a lancé une enquête sur l’attaque et a effectué des exercices de cybersécurité dans plusieurs de ses installations dotées de réacteurs.

Sécurité physique (sabotage et vol)

Plusieurs incidents notables de sabotage et de vol ont eu lieu dans les installations nucléaires^{référence 44}.

• En 1982, des explosifs ont été fixés sur les cuves sous pression des réacteurs à la centrale nucléaire de Koeberg en Afrique du Sud, alors que la centrale était en construction. Les dommages causés par cet événement ont totalisé environ 159 millions de dollars américains (214 millions de dollars canadiens) et ont retardé l’ouverture de l’installation de 18 mois.
• En 2014, un acteur interne inconnu a ouvert une vanne verrouillée et a purgé le lubrifiant de la turbine du réacteur de la centrale nucléaire Doel 4 en Belgique. Le coût de remplacement de la turbine et le coût de la perte de puissance ont totalisé de 100 à 200 millions de dollars américains en dommages (de 135 Ã  260 millions de dollars canadiens), faisant de cet événement l’un des plus importants cas de sabotage économique.
• Un vol bien documenté d’uranium hautement enrichi (UHE) a été commis en 1992 auprès de la LUCH Production Association en Russie; un acteur interne a volé 1,5 kg (au total) d’UHE sur une période de plusieurs mois.

Menaces internes

La menace interne est une préoccupation croissante au sein du secteur nucléaire^{référence 45} et représente l’une des menaces les plus difficiles à contrer pour les SSE^{référence 46}. Historiquement, presque tous les incidents de vol de matières nucléaires et de sabotage dans des installations nucléaires ont été commis ou facilités par des acteurs internes^{référence 47}. Au Canada, les menaces internes ont été identifiées comme étant un risque majeur pour la sécurité nationale du pays^{référence 48} et en 2022, Sécurité publique Canada a publié un rapport concernant les mesures de sécurité recommandées pour protéger les infrastructures essentielles contre les menaces internes^{référence 49}.

Sécurité intégrée à la conception, interventions hors site et conséquences radiologiques

Le Règlement permettra aux demandeurs et aux titulaires de permis d’inclure la SeIC ou des forces d’intervention externe dans le cadre de leurs mesures de sécurité nucléaire et leurs systèmes de sécurité nucléaire globaux dans les installations nucléaires. Cela comprendra l’utilisation de la SeIC ou d’une force d’intervention externe pour procéder à une intervention efficace contre le vol ou le sabotage de matières nucléaires et de substances nucléaires. Le principal avantage de la SeIC concerne les réacteurs avancés et les nouvelles constructions, car ce concept pourrait permettre de réduire les coûts d’investissement et les coûts d’exploitation généraux pour les nouvelles installations dotées de réacteurs, ce qui accroîtrait la viabilité économique de ces nouvelles installations. En outre, l’utilisation de la SeIC pourrait renforcer la sécurité globale d’une installation nucléaire et améliorer l’intégration de la sûreté, de la sécurité et des garanties dans une installation, ce qui permettrait l’optimisation de ces concepts importants. Comme c’est le cas pour la SeIC, le recours à une force d’intervention externe est considéré comme une excellente possibilité d’alléger les coûts liés à la sécurité dans les installations nucléaires nécessitant de larges effectifs internes et d’améliorer la viabilité économique des installations nouvelles ou existantes. Par conséquent, les installations qui utilisent la SeIC ou une force d’intervention externe dans le cadre de leurs dispositions en matière d’intervention et de sécurité pourraient bénéficier d’améliorations importantes en matière de sécurité, faire d’importantes économies de coûts et profiter d’avantages économiques considérables^{référence 50}.

L’introduction de conséquences radiologiques tiendra compte des commentaires de l’industrie sur la nécessité de clarifier la définition et les processus de détermination des zones vitales dans les SSE. Elle permettra d’appliquer une approche tenant compte du risque pour repérer les zones vitales et procéder à des interventions efficaces. Le principal avantage de l’utilisation des conséquences radiologiques comme méthode visant à repérer les zones vitales et à déterminer la mesure de sécurité nucléaire la plus appropriée en vue de prévenir un incident est que ce concept fournira une norme scientifique pour les SSE nouveaux et existants. De plus, cette norme sera fondée sur le risque afin de veiller à ce que les mesures de sécurité nucléaire appropriées soient en place dans chaque installation en fonction du profil de risque de cette installation. L’ajout des conséquences radiologiques prévoira également l’utilisation de la SeIC pour réduire ou prévenir les rejets radioactifs. Dans l’ensemble, la mise en œuvre des conséquences radiologiques pourrait entraîner une réduction du nombre de zones vitales dans les SSE, ce qui permettrait de réduire les coûts liés aux mesures de sécurité nucléaire et au personnel d’intervention.

Le rapport d’ACA contient des renseignements supplémentaires et une discussion sur les avantages de la SeIC, des forces d’intervention externe et de la mise en œuvre d’une approche fondée sur les conséquences.

Avantages chiffrés

Les avantages chiffrés en valeur actualisée associés au Règlement s’élèveront à 221,5 millions de dollars. Les avantages chiffrés du Règlement découleront principalement des économies de coûts que réaliseront les parties réglementées en ayant la possibilité de déterminer leurs propres besoins en personnel de sécurité (force d’intervention, valeur actualisée de 196,8 millions de dollars) et en systèmes de sécurité (valeur actualisée de 16,8 millions de dollars) afin de prévenir l’enlèvement non autorisé de substances nucléaires ou de renseignements de nature délicate par des acteurs malveillants, y compris les menaces internes potentielles. Les changements apportés à la période de validité de la cote donnant accès au site, passant de 5 à 10 ans, entraîneront des économies de coûts d’une valeur actualisée de 7,9 millions de dollars.

Les économies de coûts relatives aux dispositions axées sur le rendement ont été calculées comme suit.

Les prévisions pour le déploiement futur de PRM dans cette ACA étaient fondées sur le scénario central tiré des données du rapport de la REC intitulé Avenir énergétique du Canada en 2023 (PDF). Ce rapport prévoit que le déploiement de PRM débutera en 2030, puis s’accélérera à partir du milieu des années 2030 jusqu’en 2050. En général, on considère que les PRM ont une capacité maximale de 300 mégawatts électriques (MWé)^{référence 51}. Certaines conceptions proposées de PRM, comme le réacteur BWRX-300^{référence 52} choisi par OPG et envisagé par SaskPower, ont une capacité de 300 MWé. Pour ce calcul, il est estimé que chaque 300 MWé de capacité prévue se traduirait par un PRM.

Pour déterminer les réductions des coûts d’investissement, les données sur les coûts des systèmes et des structures de sécurité ont été trouvées dans la documentation publiée. Ces coûts variaient de 1,00 $ US à 6,00 $ US par kilowatt électrique (KWé)^{référence 53,référence 54,référence 55}, avec un scénario médian de 4,00 $ US/KWé (5,40 $ CA) utilisé dans l’ACA. Des économies potentielles en termes de coûts pour les systèmes et les structures ont été relevées dans une étude de cas publiée par les Sandia National Laboratories^{référence 56,référence 57}. Cette étude a examiné les économies potentielles découlant de la SeIC dans les systèmes de sécurité des réacteurs avancés, en utilisant un PRM de 300 MWé comme scénario d’essai. Cette étude a permis de constater que les considérations liées à la SeIC pourraient réduire les coûts d’investissement dans le système de sécurité d’environ 40 %. Par conséquent, cette réduction de 40 % a été appliquée au scénario médian afin de dégager les économies générées par la SeIC des structures et systèmes de 2,16 $ CA/KWé. L’application du nouveau coût à un PRM de 300 MWé entraîne une économie (non actualisée) de 972 000 $ par PRM. Ensuite, la réduction des coûts par PRM est multipliée par le nombre prévu de PRM pour atteindre les réductions de coûts totaux (avantages chiffrés) générées par les exigences axées sur le rendement relatives à la SeIC des systèmes de sécurité. Ces avantages chiffrés représenteraient des économies uniques (initiales).

Les mêmes prévisions pour le nombre de nouveaux PRM, comme il est indiqué ci-dessus, ont servi à établir les avantages chiffrés des économies de coûts applicables au personnel de sécurité en raison de la réglementation axée sur le rendement. Comme il a été mentionné plus tôt dans le présent REIR, les dispositions relatives à la SeIC et aux forces d’intervention externe dans le Règlement permettront de réduire le nombre d’employés nécessaires pour assurer la sécurité dans les SSE, et plus particulièrement le personnel qui compose la force d’intervention nucléaire (FIN) interne. Pour calculer ces économies de coûts, il fallait obtenir les salaires horaires et le nombre de postes qui serait réduit. Les salaires horaires des agents de sécurité nucléaire (ASN) qui composent la FIN se situaient entre 50 $ et 54 $, avec une paye de vacances et des avantages sociaux supplémentaires de 10 %^{référence 58}. Un scénario médian de 52,00 $/heure a été pris en compte dans l’ACA, et après avoir appliqué la paye de vacances de 10 % et les frais généraux standard de 25 % pour les employés internes selon le Standard Cost Model (PDF, disponible en anglais seulement), le coût total par équivalent temps plein (ETP) par année se chiffrait à 143 000 $. Puisqu’il s’agit de postes dotés sur une base permanente, chaque poste nécessite environ 5 ETP. Les consultations auprès des parties intéressées de l’industrie sur l’ACA avant sa publication préalable dans la GC I ont révélé qu’une installation de PRM qui utilise la SeIC et une force d’intervention externe pourrait supprimer 5 postes, ce qui signifierait une diminution globale de 25 ETP. À un coût par ETP de 143 000 $, cela représente une réduction des coûts d’exploitation d’environ 3 575 000 millions de dollars par PRM. Ces avantages chiffrés constitueraient des économies annuelles (permanentes).

Quatre hypothèses sous-tendent l’utilisation de ces données. Tout d’abord, il a été estimé dans le rapport de la REC que seuls des PRM seraient construits; par conséquent, aucune installation dotée d’un réacteur de grande taille (par exemple d’une capacité de 1 000 MWé) n’a été envisagée. Deuxièmement, il a été estimé que chaque PRM serait une installation individuelle (c’est-à-dire qu’il n’y aurait pas d’installations à tranches multiples), ce qui signifie qu’il n’y aurait aucune mise en commun des systèmes de sécurité ou du personnel entre les tranches de réacteurs d’une même installation. Dans ces deux cas, il y aurait probablement certains avantages économiques, et les avantages chiffrés du Règlement pourraient être inférieurs. Selon la troisième hypothèse, les données publiées pour les systèmes de sécurité nucléaire reflétaient les installations nucléaires modernes. Les données publiées sur les coûts des installations dotées de réacteurs reflètent rarement l’augmentation des coûts liés aux systèmes et structures de sécurité en raison des mises à niveau découlant des attentats terroristes du 11 septembre^{référence 59}. Les estimations actuelles des coûts des installations dotées de réacteurs sont fondées en grande partie sur des études de cas menées aux États-Unis et en France visant la construction de grands réacteurs dans les années 1970 et 1980^{référence 60}. Toutefois, depuis ces attentats, relativement peu de nouveaux réacteurs ont été construits en Amérique du Nord, et il existe donc peu de données publiées sur les coûts des systèmes et structures de sécurité les plus récents. Pour cette raison, les avantages chiffrés (économies de coûts) sont probablement sous-évalués. Enfin, il a été estimé que les avantages chiffrés attribuables aux exigences axées sur le rendement généreraient uniquement des économies de coûts pour les nouvelles installations et non pour les installations existantes. Étant donné que l’un des principaux facteurs de l’élaboration du Règlement est la transition vers des exigences axées sur le rendement pour faciliter le développement des PRM, les avantages chiffrés découlant des modifications réglementaires visent principalement les PRM et les nouvelles installations.

Les avantages chiffrés des dispositions modifiées relatives à l’autorisation d’accès au site ont été calculés selon la même méthode que celle utilisée pour l’ACA dans la publication préalable de la GC I.

Le rapport d’ACA contient des renseignements supplémentaires et des scénarios supplémentaires dans le cadre de l’analyse de sensibilité.

Dans l’ensemble, le déploiement accru de PRM entraînera des économies de coûts à long terme (avantages nets) en raison de la réglementation axée sur le rendement, compte tenu de certaines prévisions pour le déploiement de PRM (voir l’analyse de sensibilité pour obtenir plus de renseignements). Peu importe les déploiements potentiels de PRM, les impacts chiffrés pourraient faire état d’un coût net en lien avec le Règlement. Toutefois, les avantages devraient l’emporter sur les coûts quantitatifs si tous les avantages pouvaient être raisonnablement quantifiés.

Impacts des modifications corrélatives

Le Règlement n’aura aucun impact chiffré en termes de modifications corrélatives. Les modifications corrélatives au Règlement sur les installations nucléaires de catégorie I, au Règlement sur les substances nucléaires et les appareils à rayonnement et au Règlement sur l’emballage et le transport des substances nucléaires (2015) consisteraient seulement à mettre à jour les renvois dans ces règlements pour indiquer les numéros d’articles correspondants du Règlement.

Sanctions administratives pécuniaires (SAP)

Pour ce qui est du Règlement sur les sanctions administratives pécuniaires de la Commission canadienne de sûreté nucléaire, les modifications consisteraient également à mettre à jour les renvois aux numéros d’articles du Règlement. Il y aurait plusieurs nouvelles sanctions administratives pécuniaires (SAP) ajoutées en raison des nouvelles exigences proposées dans le Règlement (par exemple en matière de cybersécurité). Toutefois, ces nouvelles SAP proposées seraient traitées par le biais des procédures et processus habituels déjà mis en œuvre par les titulaires de permis et par la CCSN. Le personnel concerné dans les installations nucléaires et le personnel de la CCSN (comme les inspecteurs de site) auraient besoin d’une formation supplémentaire au sujet du Règlement, et cette formation traiterait des nouvelles SAP. Par contre, les coûts associés à une telle formation seraient minimes.

Dans l’ensemble, l’utilisation des SAP est avantageuse pour le public canadien, car elle permet à la CCSN de faire respecter les exigences au moyen d’un processus administratif plutôt que de recourir à des poursuites devant les tribunaux. Les procédures judiciaires entraînent souvent des coûts considérables pour le gouvernement fédéral et pour la personne ou l’entreprise en cause et peuvent constituer un outil trop rigide, sauf dans des circonstances extrêmes.

Énoncé des coûts-avantages

• Nombre d’années : 12 (2025 à 2036)
• Année de référence pour l’établissement des coûts : 2023
• Année de référence pour la valeur actualisée (VA) : 2025
• Taux d’actualisation : 7 %

Tableau  1 : Avantages chiffrés (en millions)

Partie intéressée touchée	Description de l’avantage	2025	2030	2036	Total (VA)	Valeur annualisée
Industrie	Exigences axées sur le rendement (personnel de sécurité)	0,00 $	2,55 $	52,40 $	196,83 $	24,78 $
	Exigences axées sur le rendement (systèmes de sécurité)	0,00 $	0,69 $	3,54 $	16,82 $	2,12 $
	Période de validité des autorisations de sécurité	0,00 $	0,87 $	0,58 $	7,91 $	1,00 $
Toutes les parties intéressées	Avantages totaux	0,00 $	4,11 $	56,52 $	221,55 $	27,89 $

Tableau  2 : Coûts chiffrés (en millions)

Partie intéressée touchée	Description du coût	2025	2030	2036	Total (VA)	Valeur annualisée
Industrie	Mesures de sécurité nucléaire visant les zones vitales	21,00 $	3,13 $	1,14 $	76,62 $	9,65 $
	Cybersécurité et protection des renseignements	2,88 $	2,06 $	1,37 $	24,50 $	3,09 $
	Poste d’alarme de secours	1,50 $	1,14 $	1,08 $	14,48 $	1,82 $
	Poste central d’alarme (règle des deux personnes)	0,00 $	0,14 $	1,51 $	6,16 $	0,78 $
	Sécurité et surveillance des substances nucléaires	0,75 $	0,54 $	0,36 $	6,40 $	0,81 $
	Activités de vérification de la conformité de la CCSN	0,00 $	0,26 $	0,66 $	4,08 $	0,51 $
	Exercices de sécurité	0,00 $	0,20 $	0,33 $	2,52 $	0,32 $
	Culture de sécurité	0,00 $	0,08 $	0,30 $	1,57 $	0,20 $
	Interface entre la sûreté, la sécurité et les garanties	0,00 $	0,07 $	0,27 $	1,44 $	0,18 $
	Qualification et formation des gardes de sécurité	0,00 $	0,07 $	0,27 $	1,38 $pré	0,17 $
	Autorisations de sécurité	0,00 $	0,11 $	0,13 $	1,22 $	0,15 $
	Évaluations des menaces et des risques	0,07 $	0,05 $	0,03 $	0,62 $	0,08 $
Gouvernement (CCSN)	Activités de mise en Å“uvre	0,075 $	0,0035 $	0,0025 $	0,29 $	0,036 $
Toutes les parties intéressées	Coûts totaux	26,29 $	7,86 $	7,46 $	141,28 $	17,79 $

Tableau  3 : Résumé des coûts et avantages chiffrés (en millions)

Impacts	2025	2030	2036	Total (VA)	Valeur annualisée
Avantages totaux	0,00 $	4,11 $	56,52 $	221,55 $	27,89 $
Coûts totaux	26,21 $	7,85 $	7,45 $	141,3 $	17,79 $
IMPACT NET	(26,29 $)	(3,74 $)	49,06 $	80,29 $	10,11 $

Analyse de sensibilité

Le scénario central de la croissance projetée des PRM tiré du rapport Avenir énergétique en 2023 de la REC ainsi que les données publiées connexes ont été utilisées pour établir le scénario médian de l’ACS ^{référence 71}. Le scénario central était le scénario de « carboneutralité à l’échelle mondiale Â». Il y avait deux autres scénarios principaux, soit le scénario de « carboneutralité du Canada Â» (la plus forte haute croissance de PRM) et le scénario des « mesures actuelles Â», qui reflète la plus faible croissance de PRM (de 0 à 1 PRM). Ce scénario suppose que la situation actuelle demeure la même dans l’avenir. Ces deux scénarios ont été pris en considération en tant que composante de l’analyse de sensibilité. De plus, les deux scénarios de carboneutralité contenaient chacun un sous-scénario de plus faible croissance des PRM en raison des coûts élevés. Donc, ces cinq scénarios (y compris le scénario central) ont été pris en compte en tant que composante de l’analyse de sensibilité.

D’après les résultats, il a été constaté que les prévisions de la plus forte croissance de PRM généraient une valeur actualisée nette (VAN) de 240,6 millions de dollars, principalement en raison des économies de coûts découlant de la réglementation axée sur le rendement applicable au déploiement d’un grand nombre de PRM. À l’inverse, si peu ou pas de PRM sont déployés, comme dans le scénario le plus faible, la VAN donne un résultat négatif net de 101,1 millions de dollars. Dans ce scénario, il n’y aurait pas de nouvelles installations pour tirer profit des avantages économiques découlant de la réglementation axée sur le rendement. Par conséquent, le Règlement présenterait peu d’avantages chiffrés. Cependant, il convient de noter que peu importe les projets de PRM, les avantages qualitatifs l’emporteraient sur les coûts quantitatifs, s’ils pouvaient être quantifiés de façon pratique.

Tableau 4 : Valeur actualisée nette (VAN) résultant des prévisions concernant les petits réacteurs modulaires (PRM)

VAN — Scénario à forte croissance de PRM	VAN — Scénario à forte croissance de PRM (Sous-scénario à faible croissance de PRM)	VAN — Scénario central	VAN — Scénario central (Sous-scénario à faible croissance de PRM)	VAN — Faible croissance de PRM/mesures actuelles
240,6 millions de dollars	119,6 millions de dollars	80,29 millions de dollars	13,8 millions de dollars	101,1 millions de dollars

La VAN et les moyennes annualisées sont sensibles aux changements dans le taux d’actualisation. Cela est dû à deux facteurs : les avantages chiffrés pour les nouvelles installations dotées de réacteurs à la fin de la période visée et les coûts d’investissement à la première année pour se conformer aux exigences, comme les mesures de sécurité visant les zones vitales. En ce qui concerne les avantages, la plus grande source d’avantages chiffrés (économies de coûts) découle des exigences axées sur le rendement pour les nouvelles installations dotées de réacteurs, pour lesquelles les travaux devraient débuter en 2030, avec une accélération lente par la suite. Ainsi, la grande majorité des avantages chiffrés se trouvent dans les dernières années de la période de 10 ans, ce qui rend les avantages sensibles aux variations des taux d’actualisation. Pour ce qui est des coûts, la majeure partie est liée aux coûts d’investissement dans les mesures de sécurité visant les zones vitales et les postes d’alarme de secours, qui seraient engagés au cours des cinq premières années du Règlement et ne seraient pas sensibles aux taux d’actualisation.

Bien qu’il y ait un écart important dans la VAN en fonction de la variation des taux d’actualisation, tous les taux d’actualisation modélisés donnent lieu à une VAN positive et à une moyenne annualisée.

Tableau 5 : Valeur actualisée nette (VAN) résultant de l’analyse de sensibilité du taux d’actualisation

Taux d’actualisation (%)	VAN (en millions de dollars)	Moyenne annualisée (en millions de dollars)
0,0	222,4 $	18,5 $
3,0	148,3 $	14,9 $
5,0	110,7 $	12,5 $
7,0 (scénario central)	80,29 $	10,1 $
10,0	45,1 $	6,6 $

L’analyse de sensibilité complète se trouve dans le rapport d’ACA.

Analyse distributionnelle

Les nouvelles exigences du Règlement en matière d’EMR, d’exercices de sécurité et de surveillance des substances nucléaires s’appliqueront aux sites autres que les SSE, tandis que ces dispositions s’appliquent déjà aux SSE dans le RSN. Bien que la cybersécurité ne soit pas une exigence explicite dans le RSN, tous les titulaires de permis de SSE ont mis en Å“uvre la norme CSA N290.7, Cybersécurité pour les centrales nucléaires et les installations dotées de petits réacteurs, conformément aux exigences indiquées dans leurs conditions de permis^{référence 61}. Cependant, les titulaires de permis de sites autres que les SSE n’avaient pas mis en Å“uvre les exigences de cette norme dans le cadre du RSN. Ainsi, plusieurs des nouvelles dispositions du Règlement auront un impact proportionnellement plus élevé sur les sites autres que les SSE par rapport aux SSE, comme le montre le tableau 6 ci-dessous^{référence 62}.

Tableau 6 : Ventilation par groupe de parties intéressées (en millions de dollars)

Groupe de parties intéressées	Coûts en valeur actualisée nette (VAN)	Moyennes annualisées
Centrale nucléaire à tranches multiples (SSE)	90,75 $	11,43 $
Centrales nucléaires à une seule tranche et installations des Laboratoires Nucléaires Canadiens (SSE)	21,97 $	2,77 $
Petits réacteurs modulaires (PMR)/Réacteurs avancés	18,01 $	2,27 $
Installations de traitement des substances nucléaires de catégorie IB (autres que les SSE)	5,10 $	0,64 $
Installations de fabrication de combustible (autres que les SSE)	4,07 $	0,51 $
Réacteurs de recherche (établissements d’enseignement) (autres que les SSE)	1,01 $	0,13 $
Organisations de transport	0,06 $	0,01 $
Gouvernement (CCSN)	0,29 $	0,036 $
TOTAL	141,26 $	17,80 $

Comme on peut le voir dans le tableau ci-dessus, les centrales nucléaires à tranches multiples connaîtront les plus fortes augmentations globales des coûts chiffrés, principalement en raison des exigences relatives aux mesures de sécurité nucléaire visant les zones vitales, au renforcement de la cybersécurité et aux dispositions concernant la protection des renseignements de nature délicate et les postes d’alarme de secours. Les sites autres que les SSE verront leurs coûts répartis entre un plus grand nombre d’exigences que les SSE en raison des nouvelles exigences susmentionnées liées aux EMR, aux gardes de sécurité privés^{référence 63}, aux exercices de sécurité et à la surveillance des substances nucléaires dans ces installations. Cependant, le coût total par installation sera beaucoup plus bas pour les sites autres que les SSE que pour les SSE. Néanmoins, les titulaires de permis de sites autres que les SSE bénéficieront également d’un avantage chiffré important, en raison des changements aux exigences relatives au filtrage de sécurité. Il ne sera pas nécessaire d’obtenir des autorisations élargies d’accès aux sites (5 ans), car la validité des autorisations de sécurité passera à 10 ans pour tout le personnel des sites autres que les SSE.

En ce qui concerne les avantages chiffrés d’un règlement axé sur le rendement, les PRM et les nouveaux réacteurs bénéficieront d’avantages importants (économies de coûts) en raison des dispositions relatives à la SeIC, aux forces d’intervention externe et aux conséquences radiologiques. Dans l’ensemble, ces dispositions composeront la grande majorité des avantages chiffrés.

L’analyse distributionnelle complète du Règlement se trouve dans le rapport d’ACA.

Lentille des petites entreprises

L’analyse sous la lentille des petites entreprises a permis de conclure que le Règlement n’aura aucune incidence sur les petites entreprises canadiennes.

Règle du « un pour un Â»

Le Règlement abrogera un titre réglementaire existant (le RSN) et le remplacera par un nouveau titre réglementaire portant le même nom. Le Règlement imposera un nouveau fardeau administratif aux demandeurs et aux titulaires de permis afin qu’ils démontrent leur conformité aux nouvelles exigences réglementaires, notamment en matière de cybersécurité et de protection des renseignements (applicable à tous les titulaires de permis), et en matière de nouvelles EMR et de nouveaux exercices de sécurité (applicable aux titulaires de permis de sites autres que des SSE). Le fardeau administratif lié au Règlement comprendra diverses activités : production de documents, de renseignements et de rapports à la CCSN pour démontrer la conformité, avis à la CCSN pour certaines activités (par exemple les exercices de sécurité), réunions avec les parties intéressées à l’interne et à l’externe, copie et dépôt de renseignements, notamment pour les nouvelles EMR, et aide apportée à la CCSN pour les activités de vérification de la conformité, notamment les inspections.

Dans l’ensemble, le coût administratif annualisé est estimé à 44 310 $ (en dollars canadiens de 2012, avec un taux d’actualisation de 7 % et une année de référence de 2012 pour la valeur actualisée), et les coûts administratifs annualisés par entreprise s’élèvent à 3 382 $.

Le fardeau administratif a été discuté et pris en compte lors des ateliers sur les coûts et avantages, tenus avec les titulaires de permis de juin à octobre 2021, et les parties intéressées de l’industrie ont inclus leurs estimations du fardeau administratif dans les documents qu’ils ont soumis à la CCSN. Cette dernière a examiné les documents soumis et a fourni des conseils et des précisions supplémentaires aux titulaires de permis sur les coûts spécifiques auxquels s’applique le fardeau administratif, tel qu’il est défini par la Loi sur la réduction de la paperasse et tel qu’il est calculé selon le Règlement sur la réduction de la paperasse. Les titulaires de permis ont révisé leurs documents concernant le fardeau administratif, ce qui a par la suite influé sur les calculs du fardeau administratif effectués par la CCSN.

Coopération et harmonisation en matière de réglementation

Le Règlement n’est pas lié à un plan de travail ou à un engagement dans le cadre d’un forum formel de coopération en matière de réglementation.

Harmonisation avec les régimes de réglementation internationaux

Plusieurs des objectifs du Règlement visent à harmoniser celui-ci avec les exigences et les pratiques exemplaires internationales. Il s’agit notamment :

• de l’entrée en vigueur de l’Amendement à la Convention sur la protection physique des matières nucléaires (CPPMN);
• des nouvelles recommandations, orientations et pratiques exemplaires internationales publiées par l’AIEA;
• des recommandations de la mission 2015 du Service consultatif international sur la protection physique (SCIPP) de l’AIEA;
• des recommandations de la mission de 2019 du Service d’examen intégré de la réglementation (SEIR) de l’AIEA.

Le Règlement reflétera les exigences de sécurité actuelles de la CPPMN de l’AIEA et sera harmonisé avec les normes internationales. La CPPMN établit des mesures liées à la prévention et à la détection des infractions relatives aux matières nucléaires, et à des sanctions connexes le cas échéant. Il s’agit de la seule convention internationale juridiquement contraignante touchant la protection physique des matières nucléaires, et elle a été signée par le Canada le 3 mars 1980.

L’Amendement à la CPPMN est entré en vigueur le 8 mai 2016. Il a augmenté la portée de la CPPMN pour englober les exigences relatives à la protection physique des installations nucléaires et des matières nucléaires en usage, en entreposage et pendant le transport au Canada. L’Amendement a élargi la portée des infractions mentionnées dans la CPPMN (par exemple le vol de matières nucléaires) et a également introduit de nouvelles infractions, notamment la contrebande de matières nucléaires et le sabotage d’installations nucléaires. Dans le cadre de cet Amendement, les états, dont le Canada, sont tenus de prévenir et de combattre les infractions et de minimiser les conséquences radiologiques du sabotage. Le Règlement permettra au Canada de continuer à remplir ses obligations internationales en matière de sécurité des matières nucléaires et radioactives.

Par ce Règlement, le Canada répondra à plusieurs recommandations et suggestions du rapport de la mission du SCIPP de 2015. En tout, cinq modifications sont directement liées aux conclusions de la mission du SCIPP : (1) améliorer la culture de sécurité nucléaire; (2) améliorer la protection des renseignements de nature délicate; (3) améliorer l’interface entre les garanties, la sécurité et la sûreté; (4) effectuer des exercices de sécurité pour le transport et des exercices aux installations nucléaires; (5) mettre en Å“uvre la règle des deux personnes dans le poste central d’alarme. En outre, le Règlement donnera suite aux suggestions de la mission d’examen par les pairs du SEIR de 2019 visant à renforcer les interfaces entre la sûreté et la sécurité.

Évaluation aux fins d’harmonisation avec d’autres pays

La CCSN a entrepris une évaluation de pays alignés ayant des capacités similaires; l’objectif général étant de déterminer des domaines de similitude et d’harmonisation. Il a été déterminé que plusieurs autres pays ont mis en Å“uvre un règlement axé sur le rendement/les résultats dans le cadre de leur régime de réglementation de la sécurité nucléaire, ou sont en train de le faire. De plus, ces états ont mis en Å“uvre des dispositions, telles que des postes d’alarme hors site, des forces d’intervention externe et des approches fondées sur les conséquences radiologiques, ou sont en train de le faire. Des renseignements propres à chaque pays sont fournis ci-dessous :

La Commission de réglementation nucléaire (NRC) des États-Unis propose de réviser son cadre de réglementation afin d’adopter une approche neutre sur le plan technologique et axée sur le rendement en vue de réglementer les centrales nucléaires aux États-Unis, conformément à la législation fédérale américaine récente^{référence 64}. De plus, la NRC a approuvé, en 2024, une nouvelle règle visant à moderniser la sécurité nucléaire aux États-Unis, notamment par le retrait des exigences relatives au nombre minimal de membres du personnel d’intervention sur le site. Cette règle permet le recours aux forces d’intervention externe et aux postes d’alarme auxiliaires/de secours hors site, ce qui fait en sorte que les exigences révisées relatives aux barrières physiques permettent l’utilisation de fonctions de sûreté techniques ou d’autres mesures de rechange^{référence 65}. Elle s’est aussi engagée à examiner dans l’avenir la réglementation fondée sur les conséquences radiologiques.

En 2022, le Royaume-Uni a achevé la transition de son régime de sécurité nucléaire en passant d’un cadre normatif vers un cadre axé sur les résultats (axé sur le rendement)^{référence 66}. Ceci comprenait une transition vers une approche de la prévention du sabotage fondée sur les conséquences radiologiques.

La France a maintenu une approche axée sur le rendement à l’égard des installations nucléaires, et la souplesse de ce régime a fait en sorte que le cadre n’a pas eu besoin d’être mis à jour fréquemment afin de tenir compte des nouveaux risques ou nouvelles technologies^{référence 67}.

Dans l’ensemble, le cadre de sécurité nucléaire de la CCSN sera harmonisé avec les initiatives récentes de modernisation de la sécurité nucléaire d’autres pays. La CCSN reconnaît l’importance de la coopération en matière de réglementation et continuera de collaborer avec des administrations ayant des politiques et des capacités similaires.

Coordination avec les autres ordres de gouvernement

Bien que la sécurité nucléaire relève de la compétence fédérale, la CCSN a fait appel aux partenaires provinciaux visés afin de recueillir des commentaires et points de vue sur l’incidence des changements réglementaires proposés sur la mise en œuvre des règlements provinciaux en matière de sécurité publique. Le Règlement n’imposera aucune exigence quant aux règlements provinciaux sur la sécurité publique, mais continuera d’exiger que les titulaires de permis établissent des liens et ententes, au besoin, avec les gouvernements provinciaux et territoriaux.

La CCSN a tenu un atelier avec les ministères et organismes provinciaux le 23 juin 2021, afin de les informer de la proposition de réglementation de la CCSN et d’obtenir une rétroaction. En tout, trois organismes gouvernementaux provinciaux ont participé à cet atelier. Les ministères provinciaux n’ont exprimé aucune préoccupation à l’égard de la proposition.

Effets sur l’environnement

Conformément à la Directive du Cabinet sur l’évaluation environnementale et économique stratégique, un examen préliminaire a permis de conclure qu’une évaluation environnementale stratégique et économique n’est pas requise.

Bien qu’une évaluation environnementale et économique ne soit pas requise, il convient de noter que le Règlement générera probablement certains avantages qualitatifs sur le plan de l’environnement. L’énergie nucléaire au Canada contribue à la lutte contre les changements climatiques et à d’autres objectifs de réduction des émissions, en remplaçant des centrales à combustibles fossiles, comme celles au gaz naturel, qui produisent des quantités importantes de gaz à effet de serre^{référence 68}. L’énergie nucléaire a un rôle à jouer dans les futures initiatives d’électrification et de décarbonation et devrait aider le Canada à atteindre ses objectifs de carboneutralité tout en répondant à la demande croissante d’électricité^{référence 69}. De plus, l’engagement (disponible en anglais seulement) du Canada à tripler la production d’énergie nucléaire d’ici 2050 souligne l’importance de la production actuelle et future d’énergie nucléaire en vue de permettre au monde d’atteindre ses objectifs en matière de changements climatiques et de réduction des émissions de gaz à effet de serre.

Par exemple, le redémarrage de deux tranches de réacteurs à la centrale nucléaire de Bruce a contribué, en 2014, à l’élimination progressive des centrales au charbon en Ontario^{référence 70}.

Analyse comparative entre les sexes plus

La CCSN a effectué un examen du Règlement fondé sur l’analyse comparative entre les sexes plus (ACS+) et a déterminé qu’il est peu probable que le Règlement ait des répercussions différentes en fonction de facteurs identitaires comme le genre, la race, la sexualité et la religion. Le Règlement ne devrait pas avoir d’incidence sur les données démographiques selon le genre au sein du secteur de la sécurité nucléaire, et le personnel de la CCSN estime que le Règlement n’exacerbera ni ne renforcera les disparités existantes entre les genres au sein de l’industrie.

Les rôles et responsabilités visés par le Règlement sont fondés sur les qualifications, les compétences et les exigences en matière de sécurité, qui ne seront pas différentes en fonction du genre ou d’autres facteurs identitaires. Par conséquent, les exigences réglementaires s’appliqueront de manière égale à toutes les personnes, peu importe leur genre ou toute autre caractéristique identitaire concomitante. L’objectif du Règlement demeure axé sur le renforcement des mesures de sécurité sans introduire ou perpétuer d’inégalité au sein de la main-d’œuvre.

Dans l’ensemble, le Règlement vise à renforcer la sécurité nucléaire tout en assurant l’équité, l’inclusivité et l’égalité des chances pour toutes les personnes, peu importe leur genre ou tout autre facteur identitaire concomitant.

Mise en œuvre, conformité et application, et normes de service

Mise en Å“uvre

Le Règlement entrera en vigueur le jour de son enregistrement, à l’exception des exigences relatives aux actuels SSE et aux sites autres que les SSE, qui entreront en vigueur deux ans après l’enregistrement du Règlement.

Les titulaires de permis ont été tenus au courant du processus d’élaboration de la réglementation et des échéanciers prévus, afin de faciliter la planification de la mise en œuvre. La CCSN collaborera avec les titulaires de permis pour coordonner la mise en œuvre du Règlement. Le Groupe consultatif pour la sécurité nucléaire (NUSAG) en est un exemple. Ce groupe, formé en 2023, comprend la CCSN et les titulaires de permis. Il se réunit chaque trimestre afin d’aborder des sujets importants pour la sécurité nucléaire, ce qui comprend des considérations relatives à la mise en œuvre, à la conformité et à l’application de la loi en vue de l’entrée en vigueur du Règlement.

La CCSN informera tous les titulaires de permis concernés de la publication du Règlement dans la GC II lorsque ce sera fait. La CCSN informera également les parties intéressées de la publication du RSN par l’entremise des médias sociaux et de listes de distribution. D’autres activités de promotion de la conformité et de relations externes seront menées dans le cadre des réunions trimestrielles existantes avec les titulaires de permis de SSE.

Les nouveaux demandeurs (promoteurs de nouvelles installations) devront se conformer au Règlement une fois qu’il sera enregistré et publié dans la GC II. Si un permis est délivré pour une nouvelle installation, la demande de permis acceptée servira de fondement pour le programme de vérification de la conformité en matière de sécurité nucléaire de cette installation.

Répercussions pour d’autres administrations (nationales et internationales)

La CCSN a consulté les forces policières provinciales et fédérale compétentes au sujet des dispositions en matière d’intervention en cas d’incidents liés à la sécurité nucléaire aux SSE et aux sites autres que des SSE, ainsi que des dispositions visant les applications relatives au transport. L’intervention policière est importante pour contrer efficacement les menaces de référence ainsi que toute autre menace relevée dans l’évaluation des menaces et des risques du titulaire de permis. La CCSN maintient une communication continue avec les forces policières concernées et les consulte régulièrement. Ces forces policières participent également aux exercices de sécurité, et le RSN exige qu’il y ait une coordination, une communication et une collaboration adéquates pour intervenir en cas d’événement lié à la sécurité nucléaire. La CCSN a élaboré de l’orientation réglementaire dans les REGDOC à l’appui des arrangements en matière d’intervention avec les forces policières et vérifiera ces arrangements pendant les inspections et les exercices de contrôle des aptitudes.

Sources de financement

La CCSN est une organisation à recouvrement des coûts. Par conséquent, les coûts liés aux activités de vérification de la conformité, telles que les inspections, seront recouvrés conformément au Règlement sur les droits pour le recouvrement des coûts de la Commission canadienne de sûreté nucléaire. Les répercussions sur les coûts liées au recouvrement des coûts ont été prises en compte dans l’ACA visant le Règlement.

Orientation, documents techniques et plans de mise en Å“uvre

Le personnel de la CCSN examinera et mettra à jour l’orientation interne, les instructions de travail et les modèles afin de les harmoniser avec les modifications apportées au Règlement et aux REGDOC connexes.

Les REGDOC appuyant le Règlement seront affichés aux fins de consultation publique après la publication dans la GC II en 2025 afin de donner à l’industrie, aux Nations et communautés autochtones et aux membres du public l’occasion de formuler d’autres commentaires et observations sur les REGDOC. Après la période de consultation, les projets de REGDOC seront révisés afin de tenir compte des commentaires des parties intéressées et seront soumis à l’approbation de la CCSN aux fins de publication.

Conformité et application

L’approche graduelle d’application de la loi de la CCSN encourage et impose la conformité et décourage toute nouvelle situation de non-conformité. Lorsqu’un cas de non-conformité (ou une non-conformité récurrente) est relevé, le personnel de la CCSN en évalue l’importance et détermine les mesures d’application appropriées, en fonction de l’approche graduelle d’application de la loi de la CCSN. Chaque mesure d’application de la loi est une réponse discrète et indépendante à une non-conformité.

Pour s’assurer que les titulaires de permis respectent les dispositions du Règlement, les inspecteurs de la CCSN vérifient régulièrement que les titulaires de permis se conforment à la LSRN et à ses règlements d’application et inspecteront les installations et les activités concernées, conformément aux pouvoirs des inspecteurs stipulés à l’article 32 de la Loi sur la sûreté et la réglementation nucléaires. Ces inspections comprendront, sans s’y limiter, les inspections des installations sur le terrain, les inspections de type I et de type II des processus, les inspections des documents soumis par les titulaires de permis, comme les évaluations de la menace et du risque, les plans de sécurité et d’autres documents (voir le REGDOC-3.6, Glossaire de la CCSN pour les définitions), ainsi que l’évaluation des manÅ“uvres et des exercices de sécurité.

Les cas de non-conformité aux exigences du Règlement seront assujettis à la surveillance réglementaire de la CCSN. Les titulaires de permis devront élaborer et soumettre un plan de mesures correctives, et la CCSN surveillera l’état de ces mesures pour en assurer l’achèvement. Au besoin, la CCSN prendra des mesures d’application de la loi (entre autres, les SAP) en utilisant une approche graduelle dans le but d’encourager et de contraindre la conformité et de dissuader tout cas futur de non-conformité. Des renseignements supplémentaires sont disponibles dans la documentation de la CCSN sur la page intitulée « Approche de la CCSN en matière de vérification de la conformité et d’application de la loi Â».

Personne-ressource

Sarah Graham
Directrice par intérim
Division du cadre de réglementation
Commission canadienne de sûreté nucléaire
280, rue Slater
C.P. 1046, succursale B
Ottawa (Ontario)
K1P 5S9
Courriel : Consultation@cnsc-ccsn.gc.ca