Nucléaire français : la fuite en avant ou l’effondrement

Posted on 10 octobre 2018 by ACRO

Ce texte est écrit à partir d’un document gardé secret tant le contenu dérange mais que l’ACRO, qui se bat pour qu’il soit rendu public, a pu consulter dans l’objectif de faire progresser la transparence.

La loi relative à la transition énergétique pour la croissance verte (LTECV) publiée au Journal Officiel du 18 août 2015, vise à préparer l’après pétrole et à instaurer un modèle énergétique robuste et durable. En ce qui concerne le nucléaire, elle s’est fixé comme objectif de réduire sa part dans la production d’électricité à 50 % à l’horizon 2025. La part du nucléaire étant de l’ordre de 75% actuellement, c’est donc environ un tiers du parc qui doit être arrêté pour atteindre cet objectif, soit environ 19 réacteurs sur 58. A priori les plus anciens.

Or, le combustible MOx, qui permet de recycler le plutonium extrait à l’usine de retraitement d’Orano à La Hague, est utilisé dans les réacteurs les plus anciens du parc. Leur arrêt à l’horizon 2025 aura donc un impact énorme sur l’activité de cette usine et de celle de Melox qui fabrique le combustible. Cela mérite que l’on s’y attarde, surtout quand un débat national sur le plan de gestion des matières et déchets radioactifs est en préparation.

Dès 1997, le directeur de la sûreté des installations nucléaires a indiqué à EDF qu’il souhaitait disposer d’une approche globale de la sûreté du combustible nucléaire. Depuis, EDF a transmis plusieurs dossiers, tous secrets. La dernière mise à jour était demandée pour le 30 juin 2016 par l’ASN qui précisait également les scénarios devant être étudiés afin de tenir compte de l’objectif fixé par la loi pour la transition écologique et pour la croissance verte. EDF a rendu sa copie le 29 juin 2016, dans un dossier intitulé « Impact cycle 2016 » qui n’est pas plus public que ses prédécesseurs. L’ASN a aussi demandé une expertise sur ce dossier à l’IRSN. Le rapport n’est pas public, mais l’ACRO a pu l’examiner.

Selon l’IRSN, le scénario qui conduit donc à l’arrêt de 19 tranches de puissance unitaire 900 MWe et à une production électrique d’origine nucléaire abaissée de 420 TWh à 305 TWh en 2025, conduit à la saturation des piscines de la Hague et des réacteurs nucléaires en moins de 5 ans après la première fermeture. Tout le parc nucléaire devra donc s’arrêter pour cause d’occlusion intestinale après la mise à l’arrêt de moins de 9 tanches utilisant du MOX ! Les résultats de la simulation de l’IRSN confirment la conclusion d’EDF.

EDF a un projet de piscine centralisée bunkérisée pour augmenter ses capacités d’entreposage des combustibles usés. Le rapport IRSN mentionne une ouverture en 2030. Ainsi, toujours selon l’IRSN, le report à 2035 de la limitation à 50 % de la production d’électricité d’origine nucléaire, décale de 10 ans les dates de saturation des piscines, ce qui est compatible avec le calendrier prévisionnel de mise en service de la piscine d’entreposage centralisé, prévue à l’horizon 2030. Et, comme par hasard, le premier ministre a profité de la vacance au ministère de la transition écologique pour annoncer le report de 10 ans de la limitation à 50 % de la production d’électricité d’origine nucléaire…

Rien ne dit qu’EDF terminera sa piscine en 2030. Et, en attendant on ne pourrait pas arrêter le retraitement et le MOx. Pour M. Jean-Bernard Lévy, président-directeur général d’EDF, « si je devais utiliser une image pour décrire notre situation, ce serait celle d’un cycliste qui, pour ne pas tomber, ne doit pas s’arrêter de pédaler. » Il tentait de justifier la construction de nouveaux EPR lors de son audition, le 7 juin 2018, par la commission d’enquête parlementaire sur la sûreté et la sécurité des installations nucléaires. Cela s’applique aussi aux usines de retraitement de la Hague et Melox qui doivent pédaler sans relâche pour éviter l’arrêt complet du parc nucléaire.

Le retraitement consiste à séparer l’uranium, le plutonium des combustibles usés qui sortent des réacteurs. L’uranium, qui représente encore 95% de la masse des combustibles usés, est officiellement recyclable, mais n’est pas recyclé. Comme il ne nécessite pas de stockage en piscine, il est envoyé à Pierrelatte dans la Drôme. Les éléments les plus radioactifs sont concentrés, vitrifiés et entreposés à La Hague en attendant un stockage définitif. Reste le plutonium, moins de 1% de ce qui sort des réacteurs, qui ne peut pas être accumulé pour des raisons de prolifération. Il sert à faire du combustible MOx qui est utilisé dans 22 réacteurs (ceux du palier CPY à Dampierre, Gravelines, Le Blayais, Tricastin, Chinon et Saint Laurent). Le MOx n’est pas retraité ensuite.

C’est ce petit pourcent qui peut bloquer toute la machine. Toute l’industrie nucléaire est donc dans une situation très fragile, car on peut imaginer des aléas qui entraîneraient un arrêt prolongé d’une des mailles de cette chaîne du plutonium. Et le maillon faible, ce sont les évaporateurs de l’usine de retraitement de La Hague qui assurent la concentration des produits de fission. Ces équipements, conçus pour une durée de fonctionnement de trente ans, se corrodent plus rapidement que prévu lors de leur conception. Selon l’ASN, cette corrosion est de nature à remettre en cause à moyen terme la sûreté de l’installation. En effet, la tenue de ces équipements à la pression de leurs circuits de chauffe ou au séisme pourrait être remise en cause dans les prochaines années et potentiellement dès 2018 pour l’évaporateur le plus dégradé. Des fuites sont déjà apparues.

En cas d’arrêt des évaporateurs de l’un des ateliers, l’usine correspondante devrait également être arrêtée. Ainsi, le dossier d’EDF postule un aléa d’exploitation de 6 mois d’arrêt survenant uniquement sur l’une des deux usines de La Hague. Dans ce cas, l’autre usine seule devrait assurer le traitement des combustibles usés. Mais l’IRSN considère qu’un aléa peut survenir sur les deux usines simultanément et qu’un évènement sur un équipement dont le caractère générique nécessiterait l’arrêt d’équipements similaires, ne peut pas être écarté. La situation correspondant à l’arrêt temporaire des deux usines, même pour quelques mois, n’est cependant pas étudiée par Orano Cycle. En tout état de cause, une diminution des capacités de traitement de ces usines pourrait conduire à terme à la saturation des entreposages des combustibles usés.

Ainsi, au regard de la situation actuelle des évaporateurs, l’IRSN relève que l’aléa forfaitaire de six mois retenu ne peut pas être considéré comme enveloppe. Un arrêt des deux usines pour une durée supérieure aux six mois pourrait conduire à une saturation des piscines d’entreposage. L’IRSN demande donc à Orano cycle et EDF de revoir leur copie sur ce sujet et de préciser la durée d’indisponibilité qui conduirait à la saturation des piscines. La réponse est facile à estimer puisque la place disponible à La Hague ne serait plus que de 7,4% : la saturation interviendrait au bout d’une année environ.

L’industrie nucléaire française a donc mis en place un système que l’on ne peut pas stopper sur décision politique, sans risque d’un effet falaise qui arrêterait tout le parc en peu de temps. Mais ce système est extrêmement fragile et le piège pourrait se refermer sur ces concepteurs, à la suite de pannes. Pourtant, François de Rugy, alors président de l’Assemblée nationale, a affirmé : « Ce n’est plus EDF qui fait la politique de l’énergie en France » (AFP, 12/07/2018). Vraiment ?

L’utilisation de MOx dans les réacteurs les plus récents de 1 300 MWe en remplacement des réacteurs les plus anciens n’est pas simple à mettre en œuvre. Cela demande des études complètes sur le fonctionnement des cœurs des réacteurs et des travaux conséquents à instruire et valider. Il faudrait aussi revoir la fabrication des combustibles et leur transport car ils n’ont pas la même longueur dans les réacteurs anciens et les plus récents.

Reste donc l’option d’arrêter les réacteurs les plus récents en premier pour pouvoir continuer à utiliser le combustible MOx ! En effet, la loi relative à la transition énergétique pour la croissance verte ne stipule pas les réacteurs qui doivent être fermés avant 2025. Ou encore d’arrêter des réacteurs anciens et récents pour satisfaire à la loi sans entraîner l’arrêt complet du parc en 5 ans par effet falaise. L’IRSN montre que c’est possible avec l’arrêt d’autant de réacteurs anciens de 900 MWe que de réacteurs récents de 1 300 MWe. Avec une telle option, les activités des usines de retraitement de fabrication de MOx seraient réduites de moitié.

Quoi qu’il en soit, EDF devrait aussi augmenter rapidement ses capacités d’entreposage de combustibles usés.

Tous ces éléments auraient dû être rendus publics en amont du débat national qui a eu lieu sur la Programmation Pluriannuelle de l’Energie. Ils doivent l’être avant le nouveau débat sur le Plan de Gestion des Matières et Déchets Radioactifs.

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Mise à jour du 18 octobre 2018

L’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) a rendu public son avis sur le sujet, mais les rapports “Impact cycle 2016” d’EDF et de l’IRSN restent secrets. Cet avis confirme les informations rendues publiques par l’ACRO. Notamment :

La saturation des piscines d’entreposage des combustibles usés à brève échéance après 2030, dans un scénario ou rien ne change. Ce sont les combustibles MOx et à l’uranium de retraitement, non retraités qui s’accumulent. En d’autres termes, si EDF ou Orano ne peuvent pas ouvrir de nouveaux entreposages à temps, ce sera l’occlusion intestinale. L’ASN estime nécessaire que soient présentées les parades envisagées dans l’hypothèse d’un retard de la mise en service de la piscine d’entreposage centralisé.
L’arrêt progressif de 19 réacteurs de 900 MWe, dont 13 utilisant du MOX, et l’absence de mise en œuvre de combustible à l’uranium de retraitement, entraînera une saturation des capacités d’entreposage de combustibles usés moins de cinq ans après l’arrêt du premier réacteur.

L’ASN ajoute que, compte tenu de la durée de conception et de réalisation de nouveaux entreposages de combustibles usés, qu’il s’agisse d’entreposages à sec ou sous eau, le délai entre la prise de décision de l’industriel et sa mise en œuvre est de l’ordre de la décennie. En conséquence, l’ASN souligne que, quelle que soit l’évolution du parc de réacteurs, la proportion entre la production électrique des réacteurs consommant du combustible MOX et celle des réacteurs consommant du combustible à l’uranium naturel enrichi doit être conservée, sur la décennie à venir, à un niveau voisin ou supérieur à son niveau actuel. Et donc, l’application de la loi relative à la transition énergétique pour la croissance verte (LTECV) devra nécessairement entraîner l’arrêt de réacteurs plus récents n’utilisant pas de MOx.

Par ailleurs, l’ASN valide la demande de l’IRSN de réévaluer les conséquences d’un arrêt prolongé du retraitement dans une usine de La Hague.

L’ASN ne demande pas la publication des rapports “impact cycle 2016” et n’explique pas pourquoi ces informations n’ont pas été rendues publiques lors du débat national sur la Programmation Pluriannuelle de l’Energie (PPE).

Mise à jour du 24 octobre 2018

Deux semaines après que l’ACRO en ait révélé son contenu, l’IRSN publie enfin le rapport « Impact cycle 2016 », ou du moins une version censurée à 10% et son avis rendu à l’ASN. Il confirme que l’industrie nucléaire française a mis au point un système que l’on ne peut pas arrêter sur simple décision politique et que les seules options possibles sont la fuite en avant ou l’effondrement. La situation de l’approvisionnement électrique français est très fragile à cause de la place prise par une mono-industrie très vulnérable aux aléas d’installations vieillissantes.

Dans son avis à l’ASN, l’IRSN précise que “l’échéance prévue pour la mise à disposition de capacités supplémentaires d’entreposage de combustibles usés présente peu de marge pour éviter une saturation des piscines en considérant les hypothèses retenues dans le scénario “de référence””. Dit autrement, si EDF a du retard pour sa piscine centralisée, comme elle a du retard pour son installation ICEDA ou l’EPR, les piscines seront pleines et il faudra arrêter tout le parc nucléaire à l’horizon 2030. Cet arrêt pourrait avoir lieu plus tôt au moindre aléa ou en cas d’arrêt de réacteurs fonctionnant au MOx.

A noter que “l’IRSN rappelle que le risque de saturation des piscines d’entreposage a été identifié dans le cadre de l’examen des dossiers “Cycle 2000” et “Impact cycle 2007”. Ces rapports n’ont jamais été rendus publics.

L’ACRO est scandalisée que ces informations primordiales n’aient pas été rendues publiques au moment du débat national sur la programmation pluriannuelle de l’énergie (PPE). Que représente un tel débat aux yeux des pouvoirs publics ? Une simple opération de communication ?

Recyclage du combustible nucléaire : un bilan peu radieux

Posted on 23 septembre 2018 by ACRO

Pour faire tourner son parc de 58 réacteurs, la France a besoin, bon an mal an, d’environ 1 200 tonnes de combustible nucléaire. La majeure partie est du combustible neuf fabriqué à partir d’uranium naturel, tandis qu’une faible partie est issue du recyclage partiel des combustibles sortis des réacteurs. Le Haut Comité pour la Transparence et l’Information sur la Sécurité Nucléaire (HCTISN) vient de publier un rapport sur le sujet qui présente un bilan actualisé de la gestion du combustible en France auquel l’ACRO a activement participé. Malgré quelques erreurs factuelles que nous avons signalées, en vain, et des lacunes, ce rapport, qui est une mise à jour du rapport de 2010 sur le même sujet, présente de nombreuses données intéressantes. Il permettra d’éclairer le débat national sur la gestion des déchets et matières radioactifs prévu pour 4 mois à partir de novembre 2018.

Etat des lieux

L’uranium-235 est le seul isotope naturel qui soit fissible, mais il ne représente que 0,7% de l’uranium naturel, dominé par l’uranium-238. Les réacteurs français utilisent de l’uranium enrichi, dont la teneur en uranium-235 est portée à environ 4%. Le reste de l’uranium naturel devient de l’uranium appauvri.

Chaque année, le parc nucléaire français, constitué de 58 réacteurs, consomme environ 1 200 tonnes de combustible, dont 1 080 tonnes d’uranium enrichi d’origine naturelle. L’enrichissement, réalisé par plusieurs entreprises, nécessite, chaque année, environ 7 800 tonnes d’uranium naturel, et génère 6 720 tonnes d’uranium appauvri, qui ne contient plus que typiquement 0,2 à 0,3% d’uranium-235. Le stock détenu par Orano dépasse les 300 000 tonnes.

Le combustible nucléaire passe 4 années en réacteur où une partie de l’uranium-235 fissionne et émet des neutrons qui vont provoquer d’autres fissions. Bombardé par un neutron, l’uranium-238, quant à lui, peut former du plutonium qui est aussi fissible.

A la sortie du réacteur, il y a deux stratégies possibles pour les combustibles usés :

ne rien faire. Les combustibles usés sont considérés comme des déchets radioactifs ultimes qu’il va falloir stocker pour des millénaires ;
« retraiter » après plusieurs années d’attente. Cela consiste à dissoudre les combustibles usés pour séparer l’uranium non utilisé, dit uranium de retraitement, le plutonium et les déchets ultimes.

La première option est celle de la plupart des pays. La deuxième option est celle de la France, de la Russie et… puis c’est presque tout. Le Royaume-Uni a annoncé l’arrêt du retraitement en 2020 et le Japon affiche bien une volonté de retraiter les combustibles usés, mais la mise en service de son usine à Rokkashô accuse déjà 24 années de retard.

En France, actuellement, seul le plutonium extrait des combustibles usés est recyclé : chaque année, 10,8 tonnes en moyenne de plutonium sont mélangées à 109,2 tonnes d’uranium appauvri pour former 120 tonnes de combustible MOx.

Ce combustible constitue une partie du cœur (à hauteur de 30%) de 24 réacteurs nucléaires français, les plus anciens, ceux du palier CPY-900 MWe, à l’exception des 4 réacteurs de Cruas. Après passage en réacteur, le MOx n’est pas retraité. Orano a un stock de près de 10 000 tonnes de combustibles usés non traités à La Hague.

Ainsi, en guise de bilan, le rapport du HCTISN, précise :

« Sur 1 200 tonnes de combustibles chargées chaque année dans les réacteurs, 120 tonnes sont des combustibles MOX fabriqués à partir des 10,8 tonnes de plutonium recyclé.

Si l’on comptabilise les quantités de matières recyclées, il convient de considérer un taux de recyclage inférieur à 1% correspondant au rapport 10,8 t (matières recyclées) / 1 200 t (matières totales chargées).

Si l’on considère le potentiel énergétique des matières, on peut considérer que la fraction économisée de combustible frais à l’uranium naturel enrichi permise par le recyclage du plutonium conduit à établir le rapport 120 t (combustibles issus du recyclage) / 1 200 t (totalité des combustibles), ce qui représente un taux de recyclage de 10%. »

Par le passé, EDF a aussi recyclé une petite partie de l’uranium de retraitement (cf rapport de 2010), mais ce n’est plus le cas actuellement. La compagnie annonce vouloir reprendre ce recyclage, sans plus de précision. Orano en a possède un stock de près de 30 000 tonnes qui est essentiellement entreposé à sur le site du Tricastin.

Cycle ?

L’industrie nucléaire et les pouvoirs publics parlent de « cycle fermé » pour la stratégie française, alors que moins de 1% de ce qui sort des réacteurs est recyclé. Et pour l’autre option, sans retraitement, il est question de « cycle ouvert », ce qui confine au ridicule. Il est aussi question d’amont et d’aval du cycle. S’il y avait réellement un cycle fermé, il n’y aurait ni amont, ni aval !

L’industrie nucléaire est fière de ses performances : le plutonium, très énergétique, permet d’économiser 10% d’uranium naturel. Mais, lors de l’étape d’enrichissement de l’uranium, c’est la seule « optimisation économique » qui prime, pas l’économie des ressources. Le rapport du HCTISN précise que si le taux résiduel d’uranium-235 dans l’uranium appauvri est de 0,20%, il faut 7 436 tonnes d’uranium naturel pour alimenter le parc français. Mais si ce taux résiduel est de 0,30%, il en faut 9 002 tonnes. L’écart est supérieur à 17%. Or, aller rechercher l’uranium-235 coûte de plus en plus cher si l’on veut un taux résiduel faible. En fonction du cours de l’uranium, il sera plus avantageux d’utiliser plus d’uranium naturel ou d’appauvrir plus l’uranium appauvri. Mais l’économie des ressources ne semble pas être la préoccupation des industriels qui préfèrent l’optimisation économique. Le but du retraitement n’est donc pas l’économie des ressources naturelles !

Quelle évolution à moyen terme ?

La Loi relative à la Transition énergétique et la croissance verte, publiée au Journal Officiel du 18 août 2015, donne comme objectifs à moyen et long termes, de porter la part du nucléaire dans la production d’électricité à 50 % à l’horizon 2025. Même si l’horizon de 2025 ne sera pas tenu, la présente majorité gouvernementale n’a pas modifié l’objectif de réduction qui entraînera la fermeture des réacteurs les plus anciens, ceux qui consomment du MOx.

L’application de la loi va donc entraîner une réduction du recyclage qui aura un impact sur l’activité de l’usine de retraitement de La Hague. Mais le sujet est tabou. EDF a remis à l’ASN une étude intitulée « Impact cycle 2016 » établie en juin 2016 sur ce sujet. L’IRSN en a effectué une expertise qui a été remise en mai 2018. Mais ces documents restent secrets et le Haut Comité à la TRANSPARENCE et l’INFORMATION n’a pas suivi les associations qui demandaient la publication de ces documents. L’ACRO a écrit à l’ASN et l’IRSN pour en obtenir une copie. Mais, nos courriers, expédiés fin juillet 2018, restent sans réponse à ce jour. Nous continuerons donc à nous battre pour qu’ils soient rendus publics bien en amont du débat sur la gestion des déchets et matières radioactifs.

Matières non valorisées

Les 300 000 tonnes d’uranium appauvri, les 10 000 tonnes de combustibles usés non traités et les 30 000 tonnes d’uranium de retraitement ne sont pas classés en déchets. EDF annonce bien vouloir reprendre une partie de l’uranium de retraitement pour le réenrichir et le recycler, mais l’uranium de retraitement appauvri reste sans utilisation.

L’industrie nucléaire et les pouvoirs publics considèrent ces stocks comme un trésor qui fera de la France un pays aussi riche que le Koweit. La SFEN parle même d’énergie illimitée. Mais, il y a juste un petit problème, une broutille : on n’a pas la technologie disponible pour “valoriser” toutes ces matières ! Alors on cherche. Et cela fait presqu’un siècle que l’on cherche, en vain.

Les travaux de recherche actuellement en cours, qui entrent dans le cadre de la loi de programmation du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs, ont pour but le déploiement, à long terme, de réacteurs nucléaires de quatrième génération. Le projet s’appelle ASTRID et même les plus optimistes ne prévoient pas un déploiement avant la deuxième moitié de ce siècle.

Il s’agit d’un réacteur à neutrons rapides (RNR), comme l’était Superphénix, qui doit faire ce que Superphénix aurait dû faire, avec un siècle de retard. On a vu plus prometteur comme technologie !

Mais si l’on abandonne la génération IV, il faut reclasser presque toutes les matières valorisées en déchets et revoir toute la communication. Alors, on garde Astrid, même si de moins en moins de personnes y croient. Le CEA a même revu à la baisse la puissance de son prototype. Ainsi, pour l’ACRO, FNE et Greenpeace,

« il n’est pas raisonnable de bâtir la politique de gestion des matières et déchets nucléaires français sur cette promesse peu réaliste. Il est indispensable de présenter un plan de gestion alternatif sans génération IV.

Il en est de même pour les grands projets structurants, comme le centre d’enfouissement Cigéo, qui fait l’objet de fortes contestations et qui n’est pas encore qualifié. Là encore, il est important de travailler à un plan de gestion alternatif des déchets radioactifs.

Le reclassement des matières dites valorisables en déchets radioactifs aura un impact énorme sur la gestion des déchets radioactifs et doit être préparé. Il est interdit de stocker en France des déchets radioactifs d’origine étrangère. Est-ce que les matières valorisables d’origine étrangère devenues déchets seront renvoyées dans leur pays d’origine ? »

Information du public

Les exploitants du nucléaire continuent de proclamer haut et fort que 95% des combustibles usés sont recyclables, sans préciser que la technologie n’existe pas et qu’actuellement, c’est moins de 1%.

Comme en 2010, le HCTISN demande une communication plus claire, en vain pour le moment :

« Le Haut comité constate néanmoins que les informations et les documents mis à disposition du public par les acteurs de la filière nucléaire et les parties intéressées sur le « cycle du combustible » ne permettent pas toujours d’appréhender clairement le « cycle du combustible » tel qu’il est mis en œuvre actuellement. L’interprétation des éléments de communication sur le « cycle du combustible » laisse parfois croire en effet à la mise en œuvre de procédés de valorisation immédiate de l’ensemble des matières issues du traitement des combustibles usés. L’enrichissement de l’uranium de retraitement est par exemple évoqué sur plusieurs supports de communication alors qu’il n’est plus mis en œuvre depuis 2013. L’existence et les données relatives aux entreposages de matières valorisables sont souvent peu évoquées. Enfin, les éléments mis à disposition du public ne permettent pas d’appréhender avec clarté l’échelle temporelle des différentes étapes. »

« Ainsi le Haut comité recommande à l’ensemble des acteurs industriels et institutionnels du « cycle du combustible » […] de vérifier et de compléter les informations qu’ils mettent à disposition du public via leur site internet respectif afin que celles-ci permettent de mieux appréhender :

le « cycle du combustible » tel qu’il est mis en œuvre actuellement en France en présentant, notamment, les flux et les entreposages actuels des matières en attente de valorisation (combustibles usés, matières issues du retraitement, uranium appauvri),
l’échelle temporelle des différentes étapes du « cycle du combustible » afin de mieux cerner les enjeux liés à l’utilisation des matières et à la gestion des déchets radioactifs, en particulier pour les générations futures. »

Conclusion

Alors que la France est un des derniers pays à retraiter les combustibles usés, le sujet est tabou. Une baisse de charge de l’usine de retraitement est inéluctable, mais chut ! Par ailleurs, les installations ne pourront pas être exploitées indéfiniment. Quant au surcoût engendré par le retraitement par rapport au combustible classique, il n’est pas connu non plus.

Le sujet mérite d’être débattu : comment protéger les générations futures si les générations actuelles sont tenues dans l’ignorance ? Comme l’industrie nucléaire n’a pas d’argument à présenter, ses rapports prospectifs sont secrets. Alors, elle tente de faire vibrer la fibre nationaliste en mettant en avant sa position de leader au monde. Mais la France est quasiment seule…

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Annexe au rapport du HCTISN dans sa version originale, signée par l’ACRO, FNE et Greenpeace

Les associations signataires saluent la publication de ce rapport qui fait un bilan sur le combustible nucléaire, son utilisation, traitement et devenir, même s’il reste incomplet. Plusieurs questions sont sans réponse.
Il apparaît que moins de 1% des combustibles irradiés sont recyclés actuellement (0,9%) et il est abusif de parler de « cycle » et encore plus de « cycle fermé ». La terminologie « cycle ouvert » pour qualifier l’absence de cycle frise le ridicule. Par ailleurs, plus du tiers des combustibles usés issus des réacteurs à eau pressurisée d’EDF ne sont actuellement pas retraités, quarante ans après le premier déchargement.
Le combustible MOX n’est utilisé que dans les réacteurs les plus anciens. Leur arrêt progressif dans les années à venir va entraîner une baisse du retraitement et du taux de recyclage. Comme le rapport n’aborde pas cette évolution, nous demandons la publication complète du rapport « Impact Cycle 2016 » établi par EDF au nom également d’Orano Cycle et de l’Andra et du rapport d’expertise de l’IRSN sur le dossier. Nous regrettons de ne pas avoir été suivis par le Haut comité à la TRANSPARENCE et l’INFORMATION sur ce sujet.
La classification en matières valorisables des combustibles irradiés non traités et de l’uranium de retraitement repose sur une chimère, la génération IV de réacteurs nucléaires refroidis au sodium, un métal qui s’enflamme spontanément à l’air et qui explose dans l’eau. Le concept date des années 1950 et, s’il devait aboutir, aura fait l’objet de plus d’un siècle de recherches et développements. De plus, la puissance du projet de démonstrateur Astrid a été revue à la baisse. Il n’est pas raisonnable de bâtir la politique de gestion des matières et déchets nucléaires français sur cette promesse peu réaliste. Il est indispensable de présenter un plan de gestion alternatif sans génération IV.
Il en est de même pour les grands projets structurants, comme le centre d’enfouissement Cigéo, qui fait l’objet de fortes contestations et qui n’est pas encore qualifié. Là encore, il est important de travailler à un plan de gestion alternatif des déchets radioactifs.
Le reclassement des matières dites valorisables en déchets radioactifs aura un impact énorme sur la gestion des déchets radioactifs et doit être préparé. Il est interdit de stocker en France des déchets radioactifs d’origine étrangère. Est-ce que les matières valorisables d’origine étrangère devenues déchets seront renvoyées dans leur pays d’origine ?

Trois générations d’armes nucléaires

Mis en avant

Posted on 1 juillet 2015 by ACRO

Fiche technique extraite de l’ACROnique du nucléaire n°46, septembre 1999

Dans cette fiche technique, nous allons tenter de décrire simplement les principes de base des bombes atomiques et montrer les liens avec l’industrie nucléaire. Nous nous limiterons à des principes généraux. Une fois la bombe fabriquée, il faut pouvoir la déployer, la contrôler, la protéger… puis démanteler les bombes et les installations devenues obsolètes et dépolluer les sites contaminés. Selon les audits atomiques indépendants effectués en France et aux Etats-Unis cela représente plus de la moitié des coûts engagés, mais cela dépasse largement notre propos.

Un peu de physique

La Fission

La fission du noyau d’éléments lourds naturels comme l’uranium ou artificiels comme le plutonium entraîne un dégagement d’une grande quantité d’énergie et de particules, comme les neutrons. Cette fission peut être déclenchée par le choc d’un neutron. Une réaction en chaîne se développe alors : la fission émettant des neutrons qui déclenchent d’autres fissions qui vont émettre d’autres neutrons… Si le nombre de neutrons produits est inférieur au nombre de neutrons consommés ou qui s’échappent, la réaction va s’éteindre d’elle même, sauf si elle est entretenue par un apport extérieur de neutrons. Si le nombre de neutrons créés est supérieur au nombre de neutrons consommés, alors la réaction s’emballe et conduit à une explosion. Dans le cas de réactions nucléaires, l’emballement est très rapide et l’énergie dégagée immense, d’où l’intérêt que lui portent les militaires. Enfin, si le nombre de neutrons créés est égal au nombre de neutrons consommés ou s’échappant, la réaction va s’auto-entretenir. Ce régime, dit critique, est celui qui a lieu dans les réacteurs nucléaires. En cas d’explosion, on parle de régime sur-critique et, dans l’autre cas, de régime sous-critique. Les isotopes impairs de l’uranium et du plutonium sont plus facilement fissibles que les isotopes pairs quand ils sont soumis à un flux de neutrons thermiques, comme dans les réacteurs nucléaires classiques, mais avec des neutrons rapides, présents dans les surgénérateurs ou les bombes, tous les isotopes du plutonium ont pratiquement les mêmes propriétés. On appelle masse critique la quantité de matière fissile minimum nécessaire à la sur-criticité.

L’uranium naturel ne contient que 0,72% d’U235, celui qui est le plus fissible, le reste étant essentiellement composé d’U238 qui ne convient pas. Pour faire une arme il faut augmenter cette proportion jusqu’à 80-93%, en utilisant un processus industriel, l’enrichissement, qui est le même que celui utilisé pour la production de combustible civil où la proportion d’U235 varie de 3 à 5%. C’est l’usine de Pierrelatte (d’abord CEA puis COGEMA) qui se charge de cette opération. Le plutonium est produit dans des réacteurs nucléaires par bombardement d’uranium 238 par des neutrons et doit ensuite être extrait du combustible irradié par un processus industriel identique à celui de la technologie civile, à savoir le retraitement. En fonction de la technologie du réacteur et du temps d’irradiation on obtiendra un pourcentage plus ou moins élevé de Pu239, qui est le favori des militaires. Les autres isotopes sont issus de bombardements successifs du Pu239 par des neutrons, quand ils nâentraînent pas une réaction de fission. Pour avoir un pourcentage élevé de Pu239, il suffit d’irradier moins longtemps du combustible dans n’importe quel réacteur nucléaire. Les réacteurs qui fonctionnent à l’uranium naturel en produiront plus. Le manteau des surgénérateurs comme Phénix et ou Superphénix, c’est-à-dire les barres de combustibles qui sont à la périphérie, permet aussi de produire du Pu239 de bonne qualité.

La Fusion

La fusion de deux noyaux légers dégage une plus grande quantité d’énergie, mais il faut comprimer beaucoup plus les gaz utilisés pour que la réaction puisse avoir lieu. Dans les armes thermonucléaires, c’est la fusion du tritium (H3) avec le deutérium (H2) qui est utilisée ; elle produit de l’hélium plus un neutron. L’avantage c’est que ces gaz sont légers et qu’une faible masse est suffisante pour dégager une énergie énorme. La difficulté est liée à l’allumage, des explosifs chimiques classiques n’étant pas suffisants pour atteindre la compression nécessaire.

Le tritium est aussi produit dans des réacteurs nucléaires par bombardement du lithium 6 par un neutron. Le Lithium 6, lui, est présent dans la nature, mais il doit être séparé de son isotope, le lithium 7. En France, c’est la COGEMA qui se charge de cette opération dans son usine de Miramas. L’ensemble du processus de production du tritium reste géré par le CEA dans deux réacteurs à eau lourde (Célestin 1 & 2 à Marcoule). Le deutérium, quant à lui, nécessite de l’eau lourde pour sa fabrication, qui a été importée de Norvège, des Etats-Unis, mais aussi fabriquée en France dans deux usines pilotes qui ne fonctionnent plus (Toulouse et Mazingarbe, Nord). Le site de production du deutérium gazeux à partir d’eau lourde n’est pas connu clairement. Il est possible que le deutérium soit produit au centre civil du CEA de Grenoble, mais également qu’il soit extrait du processus d’extraction du tritium à Marcoule.

Première génération

Les armes de première génération n’utilisent que la fission de noyaux lourds. Deux masses sous critique d’uranium sont regroupées ou une masse de plutonium ou d’uranium est brusquement comprimée à l’aide d’un explosif chimique afin d’en faire une seule masse sur-critique. La réaction en chaîne est généralement amorcée par une source de neutrons qui doit être parfaitement synchronisée avec le passage au régime sur-critique pour avoir le meilleur rendement, mais cela n’est pas une nécessité. Les bombes sud-africaines étaient amorcées par les neutrons du bruit de fond. La puissance de la bombe peut être améliorée grâce à un matériau réflecteur de neutrons, comme le béryllium. Il est relativement facile de fabriquer une bombe atomique de première génération, à condition que l’on possède la matière fissile. Les Etats-Unis n’ont jamais testé la bombe à l’uranium enrichi avant de la larguer sur Hiroshima et n’ont fait qu’un seul essai pour celle au plutonium avant de bombarder Nagasaki. Une équipe de 400 personnes environ a été suffisante à l’Afrique du Sud pour construire six bombes à l’uranium enrichi. La fin des essais nucléaires ne supprime donc pas le risque de prolifération horizontale, à savoir l’émergence de nouvelles puissances nucléaires ou la menace d’un groupe terroriste qui se serait procuré la matière première au marché noir. Une importante question concerne l’utilisation de plutonium issu des réacteurs civils à eau sous pression pour fabriquer ce type d’arme. Pour les partisans du retraitement du combustible irradié, le Pu 240 est indésirable car il risque de déclencher une implosion avant même que la sur-criticité soit atteinte, réduisant ainsi la puissance de la bombe. Cela peut même être un avantage pour fabriquer une bombe rudimentaire, car il nây a pas besoin de source de neutrons pour initier la réaction. Même de puissance réduite, une telle bombe peut faire beaucoup de dégâts. Un autre inconvénient avancé pour le plutonium civil est que le pourcentage de Pu238 est trop élevé (environ 2%, pour environ 0,01% pour du Pu dit militaire). D’une durée de vie relativement courte (88 ans), la désintégration du Pu 238 entraîne un échauffement qui peut endommager les explosifs chimiques. Si la bombe larguée sur Nagasaki avait contenu 2% de Pu 238, elle aurait eu une température de l’ordre de 250°C. Cette montée en température peut néanmoins être réduite des deux tiers à l’aide d’un système de refroidissement en aluminium. Enfin, le troisième argument avancé par les promoteurs du retraitement est que le plutonium civil est beaucoup plus irradiant, entraînant un risque beaucoup plus élevé pour les personnes travaillant à proximité. L’utilisation de cobayes humains par les puissances nucléaires pour tester les effets de la radioactivité laisse penser que cet argument n’est pas forcément un inconvénient majeur… (Note: cette discussion est tirée d’un article de Frank von Hippel, Fissile material security in post-cold-war world, Physics Today, june 1995 et de A.B. Lovins, Nuclear weapons and power-reactor plutonium, Nature, Vol. 283, 28 fev. 1980, p. 817).

Les bombes larguées sur Hiroshima et Nagasaki, avaient respectivement une puissance de 15 et 22 kilotonnes d’équivalent TNT (Note : 1kt = 1012 cal = 4,18 x 1012 J). Les armes à fission pure développées par la suite ont atteint plusieurs dizaines de kilotonnes.

Deuxième génération

Le principe des armes thermonucléaires est simple à comprendre, même si leur réalisation pose de gros problèmes technologiques. Dans les armes à fission dopées (boosted fission), une réaction de fission similaire à celle de l’arme de première génération, déclenche une réaction de fusion du cœur constitué d’un mélange de tritium (H3) et de deutérium (H2). Les neutrons dégagés par la réaction de fusion entraînent une réaction de fission plus complète que celle qui a lieu dans les armes de première génération où une faible portion de la matière fissile est consommée. La performance d’une telle arme dépend essentiellement de l’explosion chimique initiale car il est important que le gaz soit suffisamment comprimé et ne se mélange pas avec le matériau fissible. Cela peut être testé sans enclencher de réaction nucléaire et reste donc possible dans le cadre du “traité d’interdiction des essais nucléaires”, à condition d’avoir une installation permettant d’étudier l’hydrodynamique de l’explosion à l’aide de rayons X : c’est un des buts de l’installation AIRIX du CEA, en construction à Moronvillier, sur le site où ont lieu les essais nucléaires froids. Il est généralement admis qu’Israël, l’Inde et le Pakistan ont atteint ce stade. A noter qu’avec cette technologie, le plutonium, dit de qualité civile, ne change rien, quant à la puissance de l’explosion, mais le plutonium militaire est généralement préféré pour des problèmes de température et de radioactivité. Dans les bombes thermonucléaires ou bombes à hydrogène, une bombe à fission, éventuellement dopée, déclenche l’explosion par réaction de fusion. C’est un mélange de lithium et de deutérium enfermé dans une capsule tampon d’uranium ou de plomb qui est utilisé, le tritium nécessaire à la réaction de fusion étant directement produit lors de l’explosion par le bombardement des neutrons. Il n’y a virtuellement pas de limite à la puissance dégagée par ce type d’arme ; l’essai nucléaire le plus puissant de l’histoire, avec 60 Mégatonnes (60.000 kilotonnes) dâéquivalent TNT due à 97% à la réaction de fusion, a eu lieu en URSS en octobre 1962. Mais, sachant que la puissance dégagée lors de l’explosion est de l’ordre de 1kt/kg, il est possible de faire beaucoup de dégâts avec une bombe de quelques kg. Des efforts constants de miniaturisation ont eu lieu afin de rendre la bombe plus légère et transportable par toutes sortes de vecteurs, en particulier des missiles intercontinentaux.

Il a fallu de longues années de recherche aux Etats-Unis et en URSS pour mettre au point ce type d’armes (Note : voir le dossier de Physics Today, Nov. 1996) ; mais une fois les principes de base connus, il est possible dâaccéder rapidement à cette technologie : la Chine a testé sa première bombe thermonucléaire après seulement 3 essais de première génération, un essai à fission dopée et un essai préliminaire de bombe à hydrogène. Les armes de deuxième génération sont d’une technologie plus élaborée et, malgré deux milliers d’essais nucléaires, le mécanisme n’est pas encore entièrement compris. Les puissances nucléaires déclarées sont probablement arrivées au bout des améliorations possibles et possèdent une bonne maîtrise de la production de ce type d’armes. La fin des essais nucléaires n’est donc pas trop pénalisante pour elles, mais est certainement un frein pour les autres pays. Il est peu probable que de telles armes disparaissent car elles sont sûres et très mortelles. Les réductions effectuées dans les arsenaux concernent essentiellement des armes obsolètes ou dâune utilité devenue douteuse. Le tritium et le Li6 deviennent des éléments stratégiques qui doivent être contrôlés comme les matières fissibles pour éviter la prolifération.

Troisième génération

La troisième génération regroupe des bombes basées sur les technologies précédentes, mais dont certains effets sont accentués ou réduits selon l’utilité stratégique recherchée. Par exemple, la bombe à neutrons, qui émet une grande quantité de neutrons avec une puissance réduite, est supposée être efficace contre une avancée massive de chars. Son utilité tactique est en fait réduite. D’autres améliorations visent à réduire les “effets collatéraux” de la radioactivité émise, là aussi avec des succès limités. A noter que ces améliorations constituent une entorse à la doctrine de dissuasion, étant un premier pas vers une bombe pouvant être utilisée sur le champ de bataille. Ces armes nécessitent de nombreux développements scientifiques et technologiques et l’arrêt des essais nucléaires est un frein à leur développement.

Les différents types de têtes nucléaires en service dans l’arsenal français (1960-1998)

Type	Puissance	Vecteur	Armée	Entrée en service	Retrait du service

AN11	60 kt	Mirage IVA	Air	06/07/63	1973
AN22	70 kt	Mirage IVA	Air	1973	01/07/88
MR31	130 kt	S2 Albion	Air	02/08/71
MR41	500 kt	M1/M1 SNLE	Marine	2/8/1971	1979
AN52	25 kt	Mi3,JagA,SEt	Air	06/04/73
AN51	10/25 kt	Pluton	Terre	3/1974	1993
TN60	1 Mt	M20 SNLE	Marine	23/12/76	–
TN61	1 Mt	M20 SNLE	Marine	1978	1993
TN61	1 Mt	S3 Albion	Air	01/06/80	16/09/96
TN70	150 kt	M4A SNLE	Marine	25/05/85	1997
TN80	300 kt	Mirage IVP	Air	01/09/85	01/07/96
TN71	150 kt	M4B SNLE	Marine	09/12/87
TN81	300 kt	Mirage 2000 N	Air	01/07/88
TN81	300 kt	Super-Etendard	Marine	4/1989
TN90	80 kt	Hadès	Terre	1992	1996
TN75	100 kt	M45 SNLE	Marine	1/1997

AN: fission Pu ; MR : fission dopée Pu ; TN : thermonucléaire (Tiré du site du CDRPC)

Pour en savoir plus

Cette fiche technique est basée sur les références suivantes (sauf les références déjà indiquées) :

* Bruno Barillot, Audit atomique, CDRPC, 187, montree de Choulans, 69005 Lyon (fevrier 1999)

* Stephen I. Schwartz editor, Atomic Audit, Brookings Institution Press, 1775 Massachusetts Ave., N.W. Washington, D.C. 20036 (1998)

* Andre Gsponer et Jean-Pierre Hurni, Fourth generation of nuclear weapons, Technical Report, INESAP, c/o IANUS, Darmstadt University of Technology, D-64289 Darmstadt (mai 1998)

* The military critical technology list, part II : weapons of mass destruction technologies, section V : nuclear weapon technology, Department of Defence, Etats-Unis, fevrier 1998, peut être téléchargé à l’adresse suivante : http://www.dtic.mil/mctl/

Ancien article

Le césium dans l’alimentation en Europe : quels sont les niveaux de référence ?

Posted on 9 janvier 2015 by ACRO

L’addition délibérée de radioactivité dans l’alimentation est interdite. Cependant, après un accident nucléaire, on n’a pas le choix, la nourriture peut se trouver contaminée pour des décennies. On trouve encore du césium-137 dans certains aliments suite aux essais nucléaires atmosphériques et à l’accident de Tchernobyl. Quels sont les niveaux de référence en Europe ? Force est de constater qu’il y en a pour tous les goûts !

La limite guide du Codex Alimentarius est de 1 000 Bq/kg pour la nourriture, y compris celle des nourrissons. Il s’agit d’une « limite indicative » qui s’applique aux denrées alimentaires faisant l’objet d’un commerce international suite à un accident nucléaire.

Le règlement (CE) n°733/2008 du Conseil du 15 juillet 2008 relatif aux conditions d’importation de produits agricoles originaires des pays tiers à la suite de l’accident survenu à la centrale nucléaire de Tchernobyl stipule que « la radioactivité maximale cumulée de césium 134 et 137 ne doit pas dépasser :

a) 370 becquerels par kilogramme pour le lait et les produits laitiers énumérés à l’annexe II et pour les denrées alimentaires qui sont destinées à l’alimentation particulière des nourrissons pendant les quatre à six premiers mois de leur vie et qui répondent à elles seules aux besoins nutritionnels de cette catégorie de personnes, qui sont conditionnées au détail en emballages clairement identifiés et étiquetés en tant que « préparations pour nourrissons » ;
b) 600 becquerels par kilogramme pour tous les autres produits concernés. »

Ce règlement précise que « la tolérance applicable aux produits concentrés ou déshydratés est calculée sur la base du produit reconstitué prêt pour la consommation ».

Suite à la catastrophe de Fukushima, l’Europe a fixé d’autres restrictions sur les produits alimentaires en provenance du Japon. Ainsi, le dernier règlement en date, le règlement d’exécution (UE) n°322/2014 de la Commission du 28 mars 2014 imposant des conditions particulières à l’importation de denrées alimentaires et d’aliments pour animaux originaires ou en provenance du Japon à la suite de l’accident survenu à la centrale nucléaire de Fukushima stipule que « tous les produits, à l’exception de ceux figurant à l’annexe III, doivent respecter la limite maximale applicable à la somme de césium-134 et de césium-137 telle qu’elle figure à l’annexe II. » Cette annexe II donne les « limites maximales (en Bq/kg) prévues par la législation japonaise pour les denrées alimentaires » qui sont :

– Aliments pour nourrissons et enfants en bas âge, lait et boissons à base de lait : 50 Bq/kg ;
– Autres aliments, à l’exception de l’eau minérale et des boissons similaires, du thé obtenu par infusion de feuilles non fermentées : 100 Bq/kg ;
– Eau minérale et boissons similaires; thé obtenu par infusion de feuilles non fermentées : 10 Bq/kg.

Pour les aliments déshydratés comme les champignons qui concentrent le césium, il est précisé que « la limite maximale s’applique au produit reconstitué prêt à être consommé. Pour les champignons déshydratés, un coefficient de reconstitution de 5 est appliqué. Pour le thé, la limite maximale s’applique à l’infusion obtenue à partir des feuilles de thé. Un coefficient de transformation de 50 est appliqué pour le thé déshydraté; ainsi, une limite de 500 Bq/kg applicable aux feuilles de thé séchées permet de garantir que le niveau de radioactivité dans l’infusion ne dépasse pas la limite maximale de 10 Bq/kg. »

En Norvège et Suède, la forte contamination de certains animaux et plantes après la catastrophe de Tchernobyl, a conduit à l’adoption de limites plus élevées. Selon l’Autorité de Radioprotection Norvégienne (NRPA), pour les poissons de rivière, le gibier et la viande de renne, la limite est actuellement de 3 000 Bq/kg en Norvège depuis 1994. C’était deux fois plus, à partir de 1987, juste après la catastrophe nucléaire de Tchernobyl. La Suède a adopté une limite 1 500 Bq/kg en 1987. Pour les autres aliments, c’est comme le reste de l’Europe.

En cas de nouvel accident nucléaire, d’autres niveaux seront adoptés « en mode réflexe immédiatement après un accident » et deviendront alors les limites réglementaires sur le marché communautaire. D’autres radioéléments sont pris en compte, mais focalisons nous sur le césium. L’Europe a adopté les standards fixés juste après la catastrophe de Tchernobyl (règlement EURATOM n°3954/87 modifié par le règlement EURATOM n°2218/89) : les niveaux maximaux admissibles pour le césium radioactif seront de 1 000 Bq/kg dans les produits laitiers et 1 250 Bq/kg pour la plupart des autres aliments. La limite sera dix fois plus élevée pour les aliments de « moindre importance » dont la liste est donnée dans le règlement EURATOM n°944/89. Elle sera de 400 Bq/kg pour les aliments destinés aux nourrissons.

Parmi les aliments de « moindre importance », on trouve, les truffes, l’ail, de nombreuses épices, les levures, le cacao et sa pâte…

Ces valeurs préétablies sont valables pour une durée limitée de 3 mois au maximum, un nouveau règlement devant être proposé par la Commission dans un délai d’un mois après la mise en vigueur du règlement initial, confirmant ou adaptant les niveaux en fonction de l’événement particulier.

Au tout début de la catastrophe nucléaire, le Japon a adopté d’autres standards. La limite maximale admissible pour le césium radioactif dans les produits laitiers était de 200 Bq/kg et de 500 Bq/kg pour les autres aliments. Ces limites ont été baissées au bout de presque un an. Les nouvelles règles de sûreté japonaises préconisent d’adopter les mêmes limites lors d’un prochain accident.

Après le précédent japonais, il est peu probable que les consommateurs européens acceptent les limites retenues. A l’instar de ce qui s’est passé au Japon, ils adopteront leur propres limites en se donnant les moyens de contrôler la nourriture.

Le 10 janvier 2014, la Commission européenne a adopté un nouveau projet de règlement qu’elle présente comme une refonte des textes en vigueur. De fait, bien que la commission prétende tenir compte, d’une part, des enseignements de la catastrophe de Fukushima et, d’autre part, des nouvelles connaissances scientifiques acquises sur le risque radio-induit, elle considère que les valeurs établies depuis 1987 restent toujours valables. En conséquence, ce projet de pseudo-refonte ne fait que reconduire les anciennes valeurs de concentrations maximales admissibles de contaminations radioactives des denrées alimentaires établies depuis plus d’un quart de siècle. Voici le seul changement : « Afin de tenir compte des variations considérables possibles dans le régime alimentaire des nourrissons au cours des six premiers mois de leur vie, ainsi que des incertitudes concernant le métabolisme des nourrissons âgés de six à douze mois, il y a lieu d’étendre à toute la période des douze premiers mois de vie l’application de niveaux maximaux admissibles réduits pour les aliments pour nourrissons. »
En France, le Plan National de Réponse « Accident nucléaire ou radiologique majeur » de février 2014 aborde la contamination des aliments. Il précise que « pour des populations vivant à distance du site accidenté et ne consommant qu’une part faible de denrées contaminées provenant du pays affecté par l’accident, les Niveaux Maximaux Admissibles du règlement EURATOM ne sont pas stricto sensu des normes sanitaires. Ce sont des indicateurs, à un instant donné, de la qualité radiologique des productions alimentaires […].
Le respect des NMA au sein de l’Union Européenne assure ainsi à tout citoyen européen une exposition du fait de la consommation de denrées provenant de territoires contaminés bien inférieure aux limites de dose […].
Toutefois, si un accident nucléaire ou une situation d’urgence radiologique survenait dans un pays européen, une gestion du risque alimentaire élaborée uniquement sur une comparaison aux NMA ne serait appropriée que pour les populations nationales vivant à distance du site accidenté.
En effet, plus les populations à protéger seraient proches du site accidenté et plus la proportion de denrées contaminées issues de circuits de commercialisation courts pourrait être importante. La part des autres voies d’exposition, notamment l’irradiation externe, serait également croissante.
Ces considérations ont amené le CODIR-PA à proposer une démarche plus globale pour la gestion du risque alimentaire au niveau national à la suite d’un accident. Cette démarche repose sur un triple dispositif visant à concilier protection de la population et préservation de la qualité des productions et du potentiel économique des territoires.
-> Dans l’environnement proche de l’installation accidentée, où la contamination des denrées alimentaires est la plus forte, une gestion spécifique du risque radiologique lié à l’alimentation est nécessaire. Dans la zone correspondante, un contrôle des denrées alimentaires par comparaison aux NMA ne permettrait pas d’assurer une protection sanitaire suffisante de la population. A cette fin, une Zone de Protection des Populations (ZPP) serait définie à partir de valeurs guides exprimées en doses prévisionnelles ; du point de vue du risque alimentaire, la commercialisation et la consommation de toute denrée alimentaire, quel que soit son niveau de contamination, serait d’interdire dans cette zone ;
-> Dans les territoires où la contamination est significative sans toutefois imposer des contraintes de radioprotection à la population comme en ZPP, l’enjeu n’est plus une gestion sanitaire de la situation mais davantage un maintien de la qualité radiologique des denrées susceptible d’intégrer les marchés nationaux et européens et la préservation du potentiel économique des territoires. Ces territoires seraient regroupés dans la Zone de Surveillance renforcée des Territoires (ZST). La commercialisation des denrées produites dans cette zone serait conditionnée à la réalisation de contrôles libératoires sur la base des NMA européens. Outre la protection économique, la définition de cette zone participerait également à la protection des consommateurs français et européens en évitant des doses inutiles.
-> Sur le reste du territoire national, au-delà de la ZST une surveillance serait à exercer pour détecter d’éventuelles concentrations de contamination pouvant induire des dépassements ponctuels des NMA.
La ZPP et la ZST seraient élaborées à partir d’une modélisation prédictive afin de gérer par anticipation les conséquences prévisibles des dépôts de radioactivité dans l’environnement. Ces zones seraient ensuite réévaluées au cours du temps en tenant compte de l’amélioration de la connaissance réelle de la contamination des
territoires. »

Références :

Règlement (EURATOM) n°3954/87 du Conseil du 22 décembre 1987 fixant les niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour les denrées alimentaires et les aliments pour le bétail après un accident nucléaire ou dans toute autre situation d’urgence radiologique
http://eur-lex.europa.eu/legal-content/FR/TXT/PDF/?uri=CELEX:31987R3954&rid=4
– Règlement (EURATOM) n°944/89 de la commission du 12 avril 1989 fixant les niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour les denrées alimentaires de moindre importance après un accident nucléaire ou dans toute autres situation d’urgence radiologique
http://eur-lex.europa.eu/LexUriServ/LexUriServ.do?uri=CELEX:31989R0944:FR:PDF
– Règlement (EURATOM) n°2218/89 du conseil du 18 juillet 1989 modifiant le règlement (Euratom) n°3945/87 fixant les niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour les denrées et les aliments pour bétail après un accident nucléaire ou dans toute autre situation d’urgence radiologique.
http://eur-lex.europa.eu/LexUriServ/LexUriServ.do?uri=CELEX:31989R2218:FR:PDF

Food and Agriculture Organization of the United Nations and World Health Organization, Codex General Standard for Contaminants and Toxins in Food and Feed, Codex Standard 193-1995, revised in 2009, amended in 2013
http://www.codexalimentarius.org/download/standards/17/CXS_193e.pdf

Norwegian Radiation Protection Authority, NRPA Bulletin 19•06, 10 November 2006, Radioactive contamination of Norwegian foodstuffs after the Chernobyl accident.
http://www.nrpa.no/dav/8261e12842.pdf
Règlement (CE) n°733/2008 du Conseil du 15 juillet 2008 relatif aux conditions d’importation de produits agricoles originaires des pays tiers à la suite de l’accident survenu à la centrale nucléaire de Tchernobyl :
http://eur-lex.europa.eu/LexUriServ/LexUriServ.do?uri=OJ:L:2008:201:0001:0007:FR:PDF
Règlement d’exécution (UE) n°322/2014 de la Commission du 28 mars 2014 imposant des conditions particulières à l’importation de denrées alimentaires et d’aliments pour animaux originaires ou en provenance du Japon à la suite de l’accident survenu à la centrale nucléaire de Fukushima
http://eur-lex.europa.eu/legal-content/FR/TXT/PDF/?uri=CELEX:32014R0322&from=FR
Proposition de règlement du Conseil fixant les niveaux maximaux admissibles de contamination radioactive pour les denrées alimentaires et les aliments pour bétail après un accident nucléaire ou dans toute autre situation d’urgence radiologique. [COM(2013)943 final] http://www.senat.fr/europe/textes_europeens/e9022.pdf

ANNEXES 1 to 5
http://eur-lex.europa.eu/legal-content/FR/TXT/PDF/?uri=CELEX:52013PC0943&from=en

Secrétariat général de la défense et de la sécurité nationale (SGDSN), Plan national de réponse, accident nucléaire ou radiologique majeur, février 2014
http://www.risques.gouv.fr/sites/default/files/upload/sgdsn_parties1et2_270114.pdf

Ancien lien.

Facteurs de concentration & coefficient de partition

Posted on 11 mars 2013 by ACRO

De nombreux êtres vivants dans la mer ont tendance à concentrer les radioéléments. C’est pourquoi on les utilise comme bioindicateur en cas de faible pollution. Lors de forte
pollution, ces être vivants seront plus pollués que l’eau de mer.

Le tableau ci-dessous donne quelques facteurs de concentrationextraits des travaux du GRNC. Parmi lesalgues, par exemple, ces facteurs peuvent varier en fonction de
l’espèce. D’où les variations du tableau.

Facteurs de concentration

	Iode	Strontium	Césium	Cobalt	Technétium	Plutonium
Crustacés	10 – 100	2 – 50	30 – 100	1 000 – 5 000	100 – 1 300	100 – 1 000
Mollusques	10 – 100	1 – 20	30 – 80	1 000 – 5 000	100 – 1 000	1 000 – 3 000
Poissons	10 – 15	1 – 5	50 – 400	100 – 1 000	10 – 80	10 – 100
Algues	1 000 – 10 000	5 – 100	50 – 100	1 000 – 10 000	1000 – 30 000	2 000 – 20 000

Coefficient de partition

Pour les sédiments, on parle de coefficient de partition (Kd) étant donnée la masse qu’ils représentent. Ce coefficient dépend de la nature du sédiment, mais aussi de sa granulométrie etc. Les variations sont encore plus grandes que pour les facteurs de concentration.

Coefficient de partition (l/kg sec)

	Iode	Strontium	Césium	Cobalt	Technétium	Plutonium
Sédiments	20 – 500	30 – 1 000	500 – 3 000	3 000 – 200 000	100 – 10 000	10 000 – 100 000

Ancien lien

Définition des zones de contamination en Biélorussie (loi de 1991)

Posted on 11 mars 2012 by ACRO

Zones	Densité de contamination des sols en Ci/km² et kBq/m²
Zones	Césium 137	Strontium 90	Plutonium 238, 239 et 240
Zone 1 : contrôle radiologique périodique	1 – 5 Ci/km²37 – 185 kBq/m²	0,15 – 0,5 Ci/km²5,55 – 18,5 kBq/m²	0,01 – 0,02 Ci/km^²0,37 – 0,74 kBq/m²
Zone 2 : droit de migration	5 – 15 Ci/km^²185 – 555 kBq/m²	0,5 – 2 Ci/km^²18,5 – 74 kBq/m²	0,02 – 0,05 Ci/km^²0,74 – 1,85 kBq/m²
Zone 3 : droit au relogement	15 – 40 Ci/km^²555 – 1480 kBq/m²	2 – 3 Ci/km^²74 – 111 kBq/m²	0,05 – 0,1 Ci/km^²1,85 – 3,7 kBq/m²
Zone 4 : relogement obligatoire et immédiat	> 40 Ci/km^²>1480 kBq/m²	> 3 Ci/km^²>111 kBq/m²	> 0,1 Ci/km^²>3,7 kBq/m²

Note : 1 Ci / km² (1 Curie par kilomètre carré) = 37×10⁹ Bq / km² (37 milliards de becquerels par kilomètre carré)1 kBq/m² = 1 kilobecquerel par mètre carré soit 1 000 becquerels par mètre carré.

Ancien lien

Bioaccumulation – bioamplification – bio-indicateur

Posted on 30 juin 2009 by ACRO

Fiche technique parue dans l’ACROnique du nucléaire n°85 de juin 2009

On retrouve parfois certaines substances chimiques de façon plus concentrée dans les organismes vivants que dans le milieu qui les entoure (eau, air…). On parle alors de « bioaccumulation ». Ce phénomène est utile à la vie quand il s’agit d’oligo-éléments (fer, calcium…) et néfaste quand il s’agit de polluants (métaux lourds, PCB …).

La bioaccumulation a parfois tendance à augmenter le long d’une chaîne alimentaire. On parle alors de « bioamplification ». Ainsi, dans un même milieu, la concentration en PCB ou en mercure augmente du plancton au poisson et du poisson au mammifère marin ou à l’homme en bout de chaîne. Dans le cas du mercure, cette propriété a créé une catastrophe sanitaire à Minamata au Japon.

Chez un même organisme, l’ampleur de la bioaccumulation peut dépendre de l’organe, de l’âge et de la substance chimique.

Le phénomène peut être de grande ampleur. Pour une surveillance de l’environnement, on choisit généralement des organismes accumulant les polluants recherchés : on parle alors de « bio-indicateurs ». Ainsi, certains polluants présents sous forme de traces ne peuvent pas être détectés directement dans l’air ou l’eau, mais leur présence peut être détectée et quantifiée en utilisant des bio-indicateurs. Les lichens sont connus pour être d’excellents bio-indicateurs de la qualité de l’air pour de nombreux polluants.

Les phénomènes de bioaccumulation et de bioamplification s’expliquent par les propriétés chimiques de certaines substances qui se lient plus facilement à des molécules organiques qu’à l’eau. Lors de échanges entre l’organisme vivant et le milieu, elles s’accumulent donc dans l’organisme. Ce phénomène peut aller en s’amplifiant le long de la chaîne alimentaire.

Le fait d’avoir des polluants radioactifs ne change rien à l’affaire. Ce sont leurs propriétés chimiques qui font qu’ils peuvent s’accumuler dans certains organismes vivants. Ainsi, l’iode radioactif s’accumule de la même façon que l’iode non radioactif dans les algues.

Qu’en est-il du tritium, qui est de l’hydrogène radioactif ? L’atome d’hydrogène lié à une molécule d’eau s’échange facilement et fait que le tritium présent dans de l’eau s’équilibre rapidement. Les organismes primaires peuvent convertir rapidement le tritium de l’eau (appelé tritium libre) en tritium organique. Et tous les modèles d’impact sanitaire des radioéléments dans l’environnement supposent que la proportion de tritium sur l’hydrogène total est la même dans l’eau et dans les organismes vivants.

Or des données tendent à mettre en évidence les phénomènes de bioaccumulation et de bioamplification du tritium chez certains organismes aquatiques, contredisant ainsi les modèles d’impact. Dans la baie de Cardiff en Grande-Bretagne, cela peut s’expliquer facilement par le fait que ce sont des molécules organiques tritiées rejetées en mer, pour lesquelles l’hydrogène est moins mobile que celui de l’eau. Il s’accumule facilement dans la matière organique des organismes vivants, mais est transféré difficilement vers l’eau de mer.

En revanche, c’est de l’eau tritiée qui est rejetée des installations nucléaires. On observe pourtant de la bioaccumulation du tritium chez des espèces vivant dans les fonds marins au large de l’usine de retraitement de Sellafield en Grande-Bretagne. En France, au large de l’usine de La Hague, il n’y a pas assez de mesures pour pouvoir conclure. L’ACRO réclame donc une meilleure surveillance du tritium dans l’environnement proche des installations nucléaires.

Ancien lien

L’irradiation et la contamination

Posted on 30 septembre 2003 by ACRO

Fiche technique parue dans l’ACROnique du nucléaire n°62 de septembre 2003

Lorsqu’on s’intéresse aux rayonnements ionisants et à leurs conséquences sur la santé, il y a deux phénomènes que l’on doit distinguer, ce sont l’irradiation et la contamination. Si le premier est spécifique d’une atteinte extérieure de l’organisme, le second fait référence à une atteinte par voie interne. Les différences entre ces deux processus viennent, d’une part, des rayonnements mis en cause, d’autre part, du type d’effets qu’ils produisent sur l’organisme. Ce sont ces points particuliers qui vont être présentés par la suite.

L’irradiation

Définition

L’irradiation est la conséquence directe de l’exposition externe d’un corps (inerte ou vivant) à des rayonnements ionisants (R.I.). Réalisée de façon contrôlée, l’irradiation trouve des applications dans différents secteurs tels que l’industrie agroalimentaire (assainissement et conservation des aliments) ou encore le milieu médical (radioexpositions externes lors des radiographies). Mais lorsque les conditions d’irradiation ne sont plus maîtrisées (accident de transport de source radioactive ou accident de criticité [1] par exemple) ce phénomène prend une autre ampleur et on le considère essentiellement par rapport à ses effets au niveau biologique et physiologique généralement dus à de fortes doses de rayonnements. Pour des doses plus faibles, de l’ordre de celles induites par l’irradiation naturelle (rayonnements cosmiques, telluriques et radioactivité interne du corps humain) d’une moyenne de 2,4 millisievert par an (2,4 mSv/an, Equivalent de dose efficace), on parle plutôt d’exposition, étant donné la difficulté à établir une relation entre ces rayonnements et d’éventuels effets sur la santé. En ce qui concerne l’utilisation médicale des rayonnements ionisants, on considère que les doses reçues font partie du rayonnement artificiel tolérable c’est à dire qui peut être justifié (dose moyenne d’irradiation due aux activités humaines : 0,9 à 1 mSv/an, dont 0,7 mSv/an dus aux radio-diagnostiques).

Quels sont les rayonnements mis en cause ?

Lors des accidents par irradiation, les rayonnements électromagnétiques (photons gamma et X) sont le plus souvent impliqués, essentiellement parce qu’ils ont une grande distance de parcours dans l’air (plusieurs centaines de mètres pour les hautes énergies). De plus, possédant un certain pouvoir de pénétration, ils peuvent traverser des matériaux qui auraient arrêté les rayonnements alpha ou bêta. Ce pouvoir de pénétration peut ainsi impliquer ces rayonnements électromagnétiques dans des irradiations plus ou moins profondes de l’organisme, en fonction de leur énergie.

Comment s’en protéger ?

La première façon de se protéger des rayonnements ionisants est de s’éloigner de la source. En ce qui concerne le rayonnement alpha et les bêta d’énergie inférieure à 65 keV (Kilo electronVolt), le risque d’irradiation externe n’existe pas car ces rayonnements ne peuvent franchir la couche cornée de la peau ; ils n’irradient ainsi aucun tissu vivant. De plus, n’ayant qu’un faible parcours dans l’air, ils sont naturellement stoppés avant d’atteindre le corps, même pour des distances source-cible de quelques centimètres. Quant aux photons gamma, ils auront une probabilité d’atteindre leur cible d’autant plus faible que celle-ci sera éloignée de la source (l’intensité du rayonnement décroît selon l’inverse du carré de la distance).

La deuxième protection consiste à placer un écran entre soi et la source. Une feuille de papier suffira pour stopper les rayonnements alpha ; les particules bêta seront absorbées par quelques millimètres de verre, de plexiglas ou d’aluminium ; le rayonnement X par quelques millimètres de plomb, mais pour les photons gamma, il est nécessaire d’interposer au moins plusieurs centimètres (voire quelques dizaines de cm) de matériaux à densité élevée (plomb, béton, uranium appauvri) afin d’atténuer efficacement le rayonnement. Un exemple de ce type de protection existe dans les services hospitaliers de radiologie dans lesquels le personnel manipulant est protégé par des tabliers et des vitres de plomb.

Quelles peuvent être les conséquences d’une irradiation ?

Les premiers effets des rayonnements ionisants (R.I.) sur la matière vivante sont dits non stochastiques ou précoces. Ils apparaissent toujours (effets obligatoires) à partir d’une dose seuil [2] au-delà de laquelle, la gravité de l’effet est proportionnelle à la dose. Parfois, une réversibilité est possible si les lésions ne sont pas trop importantes.
Les rayonnements électromagnétiques (X et gamma) qui sont par nature peu ionisants (c’est à dire qu’ils ne délivrent pas toute leur énergie aux cellules qu’ils rencontrent) peuvent néanmoins être à l’origine de lésions relativement importantes. Ces lésions, qui dépendent de la dose reçue, dépendent également de l’étendue de l’irradiation. Parmi les victimes, on distingue ainsi généralement celles ayant subi une irradiation localisée à dose élevée de celles ayant subi une irradiation corporelle globale.

L’irradiation localisée : elle est le plus souvent due à la « prise en main » d’une source radioactive qui, suite à un égarement, est ramassée (irradiation de la main) puis mise dans une poche (irradiation de la cuisse ou de la partie du corps la plus proche).
Le premier effet visible s’apparente à une brûlure de la peau (érythème) accompagnée de nausées, puis successivement avec l’augmentation de la dose on observe une épidermite sèche (inflammation de la peau), une épidermite exsudative (suintement pathologique), jusqu’à la nécrose des tissus pour des doses extrêmement fortes (plusieurs dizaines de grays, Gy). Si dans ce dernier cas, heureusement rare et généralement observé pour des accidents de « contact », l’amputation est parfois inévitable, les traitements les plus couramment effectués s’assimilent à ceux, classiques, des brûlures du second degré.
En ce qui concerne l’observation des premiers symptômes, le temps nécessaire à leur apparition est de quelques heures dans le cas des très fortes doses, alors qu’un retard (faussement rassurant) a lieu dans la plupart des cas.

L’irradiation corporelle globale : il peut s’agir de l’exposition accidentelle à une source radioactive, mais les cas les plus flagrants, ayant permis de mieux connaître la symptomatologie, restent l’accident de Tchernobyl et les explosions atomiques japonaises.
Les signes cliniques précurseurs que sont nausées, vomissements, céphalées, douleurs parotidiennes (glandes salivaires), sécheresse buccale et diarrhées, deviennent persistants avec des doses de plus en plus fortes (4 à 6 Gy). Pour des doses dépassant 10 Gy, le pronostic vital est généralement très réduit.
Dans le cas de doses non létales, le principal problème est d’ordre hématologique. La numération régulière de la formule sanguine permet généralement de suivre la décroissance des lymphocytes (globules blancs), suivie après plusieurs jours, de la chute des plaquettes, entre autres. Des aberrations chromosomiques peuvent également être observées par l’intermédiaire d’un caryotype réalisé à partir des lymphocytes, leur nombre étant fonction de la dose.

Cette étude des effets biologiques des R.I., appelée dosimétrie biologique, qui cherche à préciser les conditions d’irradiation (dose reçue et volume réellement irradié, notamment vis-à-vis de la protection de la moelle osseuse), constitue un examen d’autant plus important que la personne irradiée ne portait pas de dosimètre.

Les traitements appliqués pour des doses reçues ne permettant pas la réversibilité spontanée de la chute des lymphocytes par exemple sont généralement des transfusions de plaquettes ou de leucocytes [3]. L’utilisation de facteurs de croissance hématopoïétiques peut aider au redémarrage des cellules de moelle osseuse et dans certains cas, des greffes de moelle peuvent être pratiquées.

Ceci nous amène donc à classer certains tissus en fonction de leur sensibilité vis-à-vis des rayonnements ionisants. D’une manière générale, les tissus à renouvellement rapide (divisions cellulaires nombreuses) sont les plus sensibles aux radiations et les effets produits sont alors précoces. Sont classés selon leur radiosensibilité décroissante les tissus suivants :

les tissus embryonnaires
les organes hématopoïétiques [4]
les gonades
l’épiderme
la muqueuse intestinale
le tissu conjonctif
le tissu musculaire
le tissu nerveux

+ radiosensibles

– radiosensibles

Au niveau des gonades, des stérilités temporaires ou permanentes à partir de certaines doses peuvent être observées. Chez l’embryon ou le fœtus, c’est le stade du développement qui conditionne les effets, à savoir que la radiosensibilité est maximale entre le 9ème et le 60ème jour. Les conséquences possibles sont la mort intra-utérine, l’apparition de malformations ou encore la mort néo-natale et post-natale. Passé le 60ème jour (croissance fœtale), ce sont des malformations nerveuses ou encore des cancers qui peuvent être ainsi induits.Après avoir vu les effets précoces d’une irradiation sur l’organisme, il convient de s’arrêter sur un deuxième type d’effets qui sont appelés stochastiques ou aléatoires. Ces effets se manifestent longtemps après l’irradiation (plusieurs années) et peuvent être causés soit par une irradiation aiguë soit par une exposition chronique à de faibles doses d’irradiation. Leur apparition chez un individu est d’autant moins probable que le niveau d’irradiation est faible, aussi n’apparaissent-ils pas systématiquement chez toutes les personnes irradiées.
Parmi ces effets, les cancers représentent certainement les conséquences les plus importantes de l’action des rayonnements ionisants et, dans une moindre mesure, l’apparition d’anomalies génétiques. Ces dernières résultent des lésions induites sur les chromosomes (ADN) de la lignée germinale (irradiation des gonades) pouvant entraîner des anomalies dans la descendance de l’individu irradié. Lorsque la molécule d’ADN est touchée, ceci engendre généralement des mutations qui peuvent apparaître dans les cellules-filles lors de la division cellulaire. Toutefois, il existe certains agents de protection comme les vitamines E et C, ainsi que des mécanismes de réparation de l’ADN, de même qu’il existe des systèmes de réparation cellulaire et tissulaire.En ce qui concerne le risque de développer un cancer ou d’être touché par une mutation génétique suite à une irradiation, celui-ci reste très délicat à évaluer, d’autant qu’il n’y a aucune forme de cancer spécifique des rayonnements ionisants et que l’étude de l’effet des faibles doses est loin d’être achevée.

La contamination

Définition

Comme l’irradiation, la contamination n’est pas un terme spécifique au corps humain et s’applique également à l’environnement : elle représente la présence d’une substance radioactive dans un milieu ou au contact d’une matière où elle est indésirable.
Concernant l’être humain, on parle de contamination lorsqu’un individu entre en contact direct avec une source radioactive et ce, de deux manières différentes, mais parfois simultanées :

par dépôt de substances radioactives (poussières) au niveau de l’épiderme ou des cheveux : c’est la contamination externe
par incorporation d’éléments radioactifs à l’intérieur de l’organisme : c’est la contamination interne. Les principales voies de pénétration sont :
- la voie respiratoire
- la voie directe par blessure
- la voie digestive
- la voie transcutanée

Une fois le dépôt effectué, la deuxième étape de la contamination correspond au transit du contaminant, depuis l’entrée (poumons, plaie, tube digestif) vers le sang. On comprend alors que les deux premières voies d’entrée sont les plus dangereuses et le plus souvent impliquées dans les accidents de contamination (importante vascularisation des bronchioles).
Vient ensuite l’intégration du contaminant dans le métabolisme : l’organisme va l’utiliser dans différents organes, dits critiques, de la même manière que ses homologues non radioactifs. Par exemple, la thyroïde fixe indifféremment l’iode stable ou l’iode radioactif. Parfois, c’est un autre élément qui est fixé à cause de la similitude de ses propriétés. C’est le cas du squelette qui fixe le strontium de la même manière que le calcium. On dit alors que le strontium est un mimétique du calcium. Parfois encore, il n’y a pas d’organe cible et l’élément diffuse dans tout le corps : c’est le cas du césium qui peut être fixé préférentiellement au potassium et se retrouver dans tous les muscles.

Lorsque la quantité de radionucléides incorporée est importante, on se comporte alors comme une véritable source et on émet des rayonnements sur notre entourage.

D’une manière générale, les accidents de contamination radioactive sont dus à une contamination préalable de l’environnement : habitations, sols et aliments comme dans les régions autour de Tchernobyl (Ukraine et Bélarus) ou au Brésil (Goiania-1987) où une source de radiothérapie de 50 TBq de césium 137 a été dispersée et a contaminé l’environnement et 100 000 personnes.

Irradiation interne

L’irradiation interne accompagne souvent la contamination et ce, à cause des corps radioactifs ingérés ou inhalés qui irradient de l’intérieur les organes sur lesquels ils se sont temporairement fixés. L’irradiation des tissus, qu’elle soit interne ou externe, produit le même type d’effets. En revanche, les rayonnements considérés comme les plus dangereux, ne sont plus les X et les gamma, mais les rayonnements dits particulaires. Les rayonnements particulaires (alpha et bêta) possèdent un pouvoir d’ionisation (Transfert d’Energie Linéique) plus élevé que celui des rayonnements électromagnétiques, aussi délivrent-ils de façon certaine toute leur énergie dans la matière qu’ils rencontrent et qui les arrête. En dosimétrie, la dose équivalente H (en Sievert, Sv) dépend directement de la nature du rayonnement puisque son calcul consiste en la multiplication de la dose absorbée (en Gray, Gy) par un facteur de pondération (Wr) caractéristique du rayonnement :

H(Sv) = D(Gy) * Wr

Wr est égal à 1 pour les bêta, gamma et X, alors qu’il est de 20 pour les alphas. Cela signifie que, pour une même énergie, le rayonnement a est 20 fois plus radiotoxique que les autres.

Par exemple, dans le cas des isotopes gazeux du radon (radon 222 et radon 220), inhalés avec l’air ambiant, ce sont surtout les descendants, émetteurs alpha à vie courte (polonium 218, polonium 214 et bismuth 212), qui vont causer des dégâts aux cellules et qui peuvent, à terme, être la cause du développement d’un cancer du poumon. On estime les doses annuelles moyennes dues à l’inhalation des radon 222 et radon 220 et à leurs descendants à 60 et 10 µSv respectivement.

Conséquences

En ce qui concerne l’irradiation interne, les conséquences sont du même type que lors d’une irradiation externe, c’est-à-dire qu’il peut y avoir des effets au niveau cellulaire, tissulaire ou génétique. Ils peuvent se déclarer rapidement ou tardivement (cancérogènes), essentiellement en fonction de la dose et, mis à part dans les cas extrêmes comme à Goiania en 1987, on meurt rarement des suites d’une incorporation de radionucléides.
La différence avec l’irradiation réside dans la localisation des effets. En cas de contamination interne, il est possible de connaître la zone touchée si l’on connaît le radionucléide incorporé (fixation préférentielle). Les dégâts seront alors souvent localisés, au niveau d’un organe ou des tissus voisins. Enfin, à la différence de l’irradiation externe, souvent de courte durée, une contamination entraîne généralement une irradiation interne des tissus pendant un temps beaucoup plus long. Ce temps sera déterminé entre autres par deux facteurs : la période physique et la période biologique de l’élément incorporé (cf § suivant).

A la différence d’une source radioactive qui se trouve à distance d’un corps et contre les rayonnements de laquelle on peut se protéger, on voit qu’en cas de contamination interne, aucune protection n’est possible, puisqu’on est porteur de la source. Il existe pourtant des moyens de faire diminuer cette contamination, en éliminant directement la source qui continue d’émettre. Ces processus de décontamination n‘ont qu’une efficacité limitée, surtout devant des accidents de grande ampleur.

Décontamination

Lorsque la contamination est externe, on procède par lavages successifs de la zone touchée mais plus généralement du corps entier (douches). Si des poussières sont en cause, des adhésifs sont parfois utilisés pour récupérer les contaminants, dans les deux cas, les eaux de lavage comme les produits utilisés doivent être gérés comme des déchets radioactifs.
Lorsque la contamination est interne, le but est de faire migrer les particules radioactives vers les voies d’élimination naturelles. L’efficacité des traitements va surtout dépendre de la précocité de l’intervention mais également des propriétés du contaminant.
On sait que chaque radionucléide se désintègre au cours d’un période radioactive qui lui est propre. Beaucoup d’entre eux ont des périodes trop longues pour ne compter que sur le temps pour que l’activité disparaisse. De plus, dans le corps humain, chaque radionucléide possède une période biologique [5]. Par la combinaison de ces deux facteurs (période physique et biologique), on peut définir la période effective, comme le temps au bout duquel la quantité de contaminant dans l’organisme est divisée par deux. Te = (Tb*Tp)/(Tb+Tp)

Te : période effective ; Tb : période biologique ; Tp : période physique.

Exemples :

	période radioactive	période biologique	période effective
iode 131	8 jours	30 jours (thyroïde)	6,3 jours
plutonium 239	24000 ans	100 ans (os)	~100 ans

Dans le cas particulier de la médecine nucléaire où des sources de radionucléides sont injectées à des patients après l’intervention, on cherche à forcer l’élimination par les voies naturelles. Ainsi, après une scintigraphie thyroïdienne pour laquelle on aura reçu 20 MBq de Technétium 99m, il faudra boire beaucoup d’eau pour que l’élimination par les voies urinaires soit la plus rapide possible. On limitera également le temps de contact avec l’entourage, pendant lequel on peut représenter un danger, surtout auprès des enfants.Enfin, on peut noter l’existence, pour certains radionucléides particuliers, de traitements médicaux plus poussés, dont le principe est de déloger le radionucléide de l’emplacement où il s’est fixé : on nomme ceci la décorporation. On peut citer par exemple comme agent décorporant, le Bleu de Prusse, qui a été utilisé suite à l’accident de Goiania au Brésil en 1987 et qui a permis d’éliminer notablement le césium des personnes contaminées.GLOSSAIRE :

Activité : Nombre de transformations nucléaires spontanées qui se produisent dans une quantité d’un radionucléide pendant, un certain temps. Dans le système international, l’unité d’activité d’une source radioactive est le becquerel (unité standard de mesure de la radioactivité équivalent à une désintégration par seconde).
Dose absorbée : Quantité d’énergie absorbée par la matière vivante ou inerte et par unité de masse. L’unité de dose absorbée est le gray : dose absorbée dans une masse de matière de 1 kilogramme à laquelle les rayonnements ionisants communiquent en moyenne, de façon uniforme, une énergie de 1 joule.
Dose efficace : Pour les besoins de la radioprotection on définit une grandeur appelée dose efficace qui essaie de tenir compte, chez l’homme, des dommages radiologiques occasionnés. Une même dose de rayonnement ne provoque pas les mêmes dommages suivant qu’il s’agit d’irradiation ou de contamination, suivant le type de rayonnement (alpha, bêta ou gamma) et enfin suivant la nature des tissus touchés. L’unité est le sievert (pour les rayonnements gamma et beta, Wr =1) ; La réglementation européenne fixe une limite annuelle d’exposition de 1mSv/an pour le public ; cette limite a été transposée en droit national en mars 2001.

[1] Criticité : conditions dans lesquelles un système est capable d’entretenir une réaction en chaîne.
[2] 0.7 sievert délivrés en une seule fois : dose seuil au-delà de laquelle l’apparition d’un effet précoce est certaine.
[3] Leucocytes : terme général désignant les globules blancs, parmi lesquels on trouve les lymphocytes.
[4] A l’origine des cellules sanguines.
[5] Temps au bout duquel l’organisme élimine la moitié de la radioactivité incorporée.

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L’uranium

Posted on 1 mars 2001 by ACRO

Fiche technique de l’ACROnique du nucléaire n°52, mars 2001.

L’uranium naturel est l’élément chimique le plus lourd que l’on trouve dans la nature ; il est constitué de trois isotopes radioactifs, l’uranium 234, l’uranium 235 et l’uranium 238 dans les proportions suivantes : 0,0055%, 0,720% et 99,2745%. L’uranium 235 est le plus fissible et présente donc un intérêt énergétique et militaire. La plupart des réacteurs nucléaires utilisent de l’uranium dit enrichi car il a une proportion d’uranium 235 plus forte que dans l’uranium naturel. Elle est de 3,5% actuellement en France et pourrait monter jusqu’à 5% dans l’avenir. Pour faire une bombe, il faut monter à un taux d’enrichissement supérieur à 90%. Les résidus de ce processus industriel, qui contiennent très peu d’uranium 235 (0,3% en moyenne) sont appelés uranium appauvri. C’est donc un sous-produit de l’industrie nucléaire disponible en très grande quantité et bon marché.

L’enrichissement est un processus complexe car tous les isotopes de l’uranium ont les mêmes propriétés chimiques : seule leur masse diffère légèrement. En France, c’est par diffusion gazeuse que se fait le tri à l’usine Eurodif de Marcoule [1] – opération très coûteuse en énergie, puisque sa consommation en électricité représente l’équivalent de la production de trois réacteurs nucléaires. L’usine alimente une centaine de réacteurs, dont environ la moitié pour l’exportation. L’uranium appauvri issu de la fabrication de ce combustible étranger reste en France. Pour mille deux cent tonnes (métal lourd) de combustible enrichi consommé par an en France, on fabrique près de 8000 tonnes d’uranium appauvri. D’où des stocks importants : plus de 210.000 tonnes en France et dix fois plus aux Etats-Unis pour la filière civile sont classées comme stocks stratégiques et non comme déchets. La conversion chimique de l’uranium après l’enrichissement n’est pas sans danger et a conduit à Tokaï-mura au Japon, en 1999, à un grave accident [2].

L’uranium appauvri qui sort de l’usine d’enrichissement n’est que très partiellement utilisé par l’industrie nucléaire, qui le mélange à du plutonium pour faire du combustible Mox. Pour le reste, les débouchés étant rares, c’est un résidu bien encombrant. Une autre source de résidu d’uranium provient du retraitement des combustibles irradiés.

Dans un réacteur nucléaire, une partie de l’uranium 235 fissionne, il libère de l’énergie et donne alors naissance à de nouveaux éléments chimiques de masse moindre appelés produits de fission. Une faible partie absorbe un neutron pour donner de l’uranium 236. L’uranium 238 fissionne plus difficilement et donne plutôt de l’uranium 239 quand il est heurté par un neutron. Ce dernier se désintègre rapidement par rayonnements bêta en neptunium 239, puis en plutonium 239. Les isotopes plus lourds de l’uranium subissent un processus similaire. La séparation de l’uranium du combustible irradié dans les usines de retraitement n’est pas parfaite et il reste des traces de nombreux autres éléments radioactifs présents dans le combustible, dont du plutonium. Bien que plus riche que l’uranium naturel, l’uranium de retraitement est refusé par l’usine Eurodif en vue d’un ré-enrichissement car trop radioactif. En France, une petite partie de la production de l’usine Cogéma de La Hague est envoyée en Russie pour fabriquer des combustibles très spéciaux destinés à des réacteurs de recherche. Sur 24.000 tonnes d’uranium de retraitement produites (dont 17.000 pour le compte de la France), moins de 10% ont été ” recyclées ” [3]. Le reste est un résidu plus toxique que l’uranium appauvri, mais la distinction entre les deux n’est pas toujours faite. Selon la loi française, l’uranium de retraitement issu des combustibles étrangers ne doit pas être stocké en France au-delà des contraintes techniques, mais à notre connaissance aucun renvoi n’a eu lieu. A Bessine dans le Limousin, la COGEMA a été autorisée à stocker 199 900 tonnes d’oxyde d’uranium appauvri ; la présence d’uranium 236 laisse penser que de l’uranium de retraitement y est aussi stocké.

La double toxicité de l’uranium

Les différents isotopes de l’uranium présents dans ces résidus de l’industrie nucléaire sont tous des émetteurs alpha avec des périodes très longues, données dans le tableau ci-dessous ; ils donnent du thorium qui est lui même radioactif… La chaîne de désintégration de l’uranium 238, le plus abondant, est donnée ci-contre. Lors de l’extraction du minerai, l’uranium est séparé de ses descendants, tous présents dans la nature. C’est surtout en cas de contamination que l’uranium est dangereux. Le rayonnement alpha peut être arrêté par une feuille de papier, il est donc facile de s’en protéger. Par contre, lors d’une contamination (ingestion ou inhalation) les tissus humains sont très affectés par l’importante énergie rayonnée. C’est aussi, comme tous les métaux lourds, un toxique chimique.

isotope	U234	U235	U236	U238
période	245.500 ans	73.800.000 ans	23.420.000 ans	4.468.000.000 ans

Selon l’Organisation Mondiale de la Santé (OMS), ” les effets de l’uranium appauvri sur la santé sont complexes car ils sont liés à la forme chimique du composé qui pénètre dans l’organisme. Les effets peuvent être chimiques et/ou radiologiques. On ne dispose que d’informations limitées sur les effets sanitaires et environnementaux de l’uranium sur la santé et l’environnement. […] En ce qui concerne les effets radiologiques de l’uranium appauvri, le tableau se complique puisque la plupart des données connues concernent les effets sur la santé de l’uranium naturel ou enrichi. Les effets sur la santé dépendent des modalités (ingestion, inhalation, contact ou lésions) et du niveau d’exposition, ainsi que des caractéristiques de l’uranium appauvri (taille et solubilité des particules).” [4]

” L’organisme humain contient en moyenne 90 mg d’uranium provenant de l’absorption naturelle d’aliments, d’air et d’eau. On en trouve environ 66 % dans le squelette, 16 % dans le foie, 8 % dans les reins et 10 % dans les autres tissus.”[5] Afin de rassurer la population, il est souvent affirmé que l’uranium appauvri est environ 40% moins radioactif que l’uranium naturel que l’on trouve partout dans l’environnement. En effet, la période de l’uranium 238 étant beaucoup plus longue que celle de l’uranium 235, il se désintègre moins vite et est donc moins radioactif, mais dans la nature, on ne trouve pas de l’uranium pur. Le minerai extrait des mines françaises ne contient que 0,5% d’uranium et celui des mines canadiennes, les plus riches, entre 4 et 8%. Quant à l’écorse terrestre, elle contient en moyenne 3g d’uranium par tonne. L’uranium appauvri est donc beaucoup plus radioactif que notre environnement. Et l’uranium de retraitement, du fait de la présence d’impuretés radioactives, est encore plus radiotoxique.

L’activité massique de l’uranium 238 pur peut être aisément calculée à partir de sa période : 12.400.000 Bq/kg. Mais le thorium 234 obtenu se désintègre rapidement (24 jours de période) en protactinium 234 puis en uranium 234 (1,2 minute de période) par émissions bêta successives. L’uranium 234 a ensuite une période radioactive très longue, on peut donc estimer dans un premier temps que la chaîne s’arrête là. En fait, pour calculer l’activité de l’uranium appauvri, c’est à dire le nombre de désintégrations par seconde, il faut aussi tenir compte de ces deux descendants, ce qui donne une activité environ trois fois supérieure : 37.300.000 Bq/kg. En ajoutant la contribution des autres éléments présents, on arrive à 39.000.000 Bq/kg pour l’uranium appauvri. Pour calculer la radioactivité du site de Bessine, la Cogéma ne tient compte que de l’uranium et ignore ses descendants, évitant ainsi que le site soit classé en Installation Nucléaire de Base (INB) dont la législation est plus stricte. Ce mode de calcul a reçu la bénédiction du conseil d’Etat, malgré l’avis défavorable de la commission d’enquête publique…[6]

L’ingestion d’un gramme d’uranium 238 conduit à une dose de 0,57 mSv et l’inhalation à 99 mSv [7]. Pour le plutonium dont on trouve des traces dans l’uranium de retraitement, ces doses sont de un à trois million de fois plus élevées. L’ingestion de1,8 g d’uranium 238 par an ou l’inhalation de 0,01 g/an conduit à la limite annuelle pour la population qui est de 1 mSv par an. Dans la pratique, il faut aussi tenir compte d’autres voies d’exposition à la radioactivité du fait qu’il peut y avoir à la fois ingestion et inhalation. Ces chiffres sont donc des limites supérieures à ne pas atteindre.

Pour ce qui est de la toxicité chimique, l’OMS explique que ” l’uranium entraîne des lésions rénales chez l’animal de laboratoire et certaines études font apparaître qu’une exposition à long terme pourrait avoir des conséquences sur la fonction rénale chez l’être humain. Les lésions observées sont les suivantes : modifications nodulaires de la surface des reins, lésions de l’épithélium tubulaire et augmentation de la glycémie et de la protéinurie.”[8]

“Par ingestion orale : Le niveau de risque minimum est lié à cette ingestion par voie orale et pour une introduction de 1 µg d’uranium par kilo de poids et par jour. Autrement dit, pour un individu pesant 70 kg, le risque minimal chronique correspond à une dose de 26 mg par an (ATSDR 1977)[9]. Zamora 1998 [10] a présenté une étude sur les effets chimiques induits par une ingestion chronique d’uranium appauvri dans l’eau de boisson. Ce groupe humain a bu de l’eau contenant de l’uranium appauvri à la dose de 2 à 781 µg/litre (ce qui correspond à une dose comprise entre 0.004 et 9 µg/kg de poids et par jour ). Sa conclusion est: “ces investigations sont en faveur, à condition qu’il s’agisse d’une période chronique importante d’ingestion d’uranium, d’une interférence sur la jonction rénale”.

Par inhalation : Stokinger et al en 1953 [11] ont étudié les inhalations chroniques d’uranium appauvri sur des chiens. Cela a montré qu’une concentration d’uranium de 0.15 mg/m3 dans l’air ne produit pas d’effet observable. C’est à partir de cette expérimentation que l’on a déduit ce que l’on appelle le risque minimal par inhalation chez les humains et qui a été estimé à 1 µg/m3 et à partir duquel on a fait dériver dans un premier temps toutes les valeurs minimales acceptables en ce qui concerne ce radiotoxique.”[12]

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Des armes radioactives au Kosovo, tiré de l’ACROnique du nucléaire n°46, septembre 1999

Renseignements techniques sur d’autres sites :

La double toxicité de l’uranium appauvri, Médecine et guerre nucléaire, IVº Trimestre 1999
Pages Balkans du PNUE : http://balkans.unep.ch./
Aide-Mémoire N° 257 de l’OMS : http://www.who.int/inf-fs/fr/am257.html

[1] A l’origine, l’un des actionnaires de l’usine d’enrichissement Eurodif de Marcoule était l’Iran du Chah, ce qui n’a pas été sans poser de problème quand le pays est passé sous la coupe des Ayatollahs. Le contentieux entre les deux pays a duré de nombreuses années et serait à l’origine d’enlèvements de Français au Liban et de la vague d’attentats à Paris dans les années 1985-1986. Il est difficile de croire que seul un problème financier ait bloqué la résolution du conflit, il est fort probable que la France s’était engagée à fournir de l’uranium suffisamment enrichi pour avoir un intérêt militaire. Elle aurait finalement cédé… Sur cette affaire, voir Dominique Lorentz, Une guerre, mai 1997, et Affaires atomiques, février 2001, édition des Arènes.

[2] ” Tokaïmura : un grave accident qui devait arriver “, l’ACROnique du nucléaire n°47, décembre 1999.

[3] X. Coeytaux, ” Recyclage des matières nucléaires, mythes et réalités “, WISE-Paris, avril 2000.

[4] OMS, Aide-Mémoire N° 257, janvier 2001.

[5] Ibidem

[6] B. et R. Belbéoch, janvier 2001. (ici) Une revue de presse est aussi disponible ici.

[7] Ces chiffres ont été calculés à partir des coefficients de dose pour l’adulte de l’uranium 238 (4,5E-8 Sv/Bq pour l’ingestion et 8E-6Sv/Bq pour l’inhalation) donnés par la directive européenne EURATOM 96/29 publiée au JOCE N° L159 du 29 juin 1996. Pour l’inhalation, ce coefficient dépend de la propention de l’uranium à être éliminé et donc de sa forme chimique. Nous avons retenu ici le coefficient qui correspond aux formes oxydées des poussières produites par les armes. C’est aussi le coefficient le plus pessimiste.

[8] OMS, Aide-Mémoire N° 257, janvier 2001.

[9] ATSDR 1997: US agency for toxic substances and disease registry, toxicological profile for uranium draft for public comment, p350, septembre 1997

[10] Zamora ML Tracy, BL Zieltnski, JM Meyerhof, DP Moss MA Chronic ingestion of uranium in drinking water toxicological sciences, 43, n°1, p68/77, mai 1998.

[11] Stokinger et al 1 953 in Jacob 1 997 Umweltbundesamt texte 43/97 Berlin lO-Henge -Napoli MH, Ansburlo E, Chazel V et al: Interaction uranium-cellule cible, exemple de la transformation de particules d’U04 dans le macrophage alvéolaire – Radioprotection, 32, n°5, p625/636 1997

[12] Dr. A. Behar, Association des Médecins Français pour la Prévention de la Guerre Nucléaire, extrait de Médecine et Guerre nucléaire volume 4 n° 4 (1999) (article)

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Les associations face aux violations du droit de l’environnement : quelques repères pour des actions efficaces

Posted on 22 juin 2000 by ACRO

Fiche technique parue dans l’ACROnique du nucléaire n°48, mars 2000

La France est un Etat de droit, membre de la Communauté européenne. Le citoyen dispose de différentes voies díaction pour défendre ses droits issus de la législation nationale ou communautaire. Face à ce dédale, il est possible de distinguer les procédures qui permettent aux particuliers ou aux associations d’informer les autorités publiques de l’existence d’irrégularités (A) et les actions en justice proprement dites (B). Donnons quelques exemples :

A) Les voies d’action non-contentieuses

Souvent mal connues, ces procédures présentent l’avantage d’être peu formalistes, gratuites et de constituer des moyens de pression qui peuvent s’avérer efficaces, tout particulièrement au niveau européen.

1. Au niveau européen

Il est toujours possible d’adresser un dossier aux députés européens pour les sensibiliser sur tel ou tel problème. Il convient de connaître les commissions parlementaires dans lesquelles ils siègent pour cibler au mieux les envois. (Parlement européen, Rue Wierter B1049 Bruxelles, Belgique).

Il existe également des procédures clairement prévues par le droit communautaire.

a) La pétition au Parlement européen

“Tout citoyen de l’Union a le droit de Pétition au Parlement européen (article 21 du traité instituant la Communauté européenne)”. La pétition doit porter sur un domaine d’action de la Communauté et mettre en évidence une violation du droit communautaire.

Cette pétition est rédigée par une association ou un individu, sous la forme qui lui semble la plus appropriée (libre de forme). Il ne faut pas se méprendre sur le sens du mot pétition. Une seule signature suffit. Ce qui compte, c’est la qualité des arguments : “La directive européenne xxx dit que Sa transposition en droit français dit que Nous constatons que” La pétition devra uniquement permettre d’identifier le pétitionnaire et être signée sous peine d’irrecevabilité. Il est cependant possible de demander que le dépôt de la pétition reste confidentiel.

La commission des pétitions examine la recevabilité de la demande et peut faire des propositions, voire même demander à la Commission européenne d’entreprendre une enquête sur les violations dénoncées. La pétition est à adresser au Bureau des pétitions du Parlement Européen, rue Belliard,97-113, B-1047 Bruxelles, Belgique

b) Le recours au médiateur

“Tout citoyen de l’Union peut s’adresser au médiateur, conformément aux dispositions de l’article 21 du traité instituant la Communauté européenne”. Le médiateur intervient à la suite d’une requête d’une association ou d’un particulier, quand l’action des institutions communautaires a été insuffisante ou défaillante, par exemple absence ou refus d’information, irrégularités ou omissions administratives. Le recours est libre de forme, il doit simplement être signé. Le requérant peut, là aussi, demander la confidentialité. Les requêtes sont à adresser à Monsieur le Médiateur Européen, 1 avenue du Président Robert Schuman, BP 403, 67001 Strasbourg cedex.

c) La plainte à la Commission européenne

Tout citoyen ressortissant de l’Union européenne peut déposer une plainte pour informer la Commission européenne de l’absence ou de la mauvaise application du droit communautaire dans un état membre. Si la Commission donne suite à la plainte, elle peut engager des poursuites contre l’Etat membre fautif. La Commission doit, en effet, s’assurer qu’il n’y a pas infraction à la législation européenne dans les différents états de la Communauté. L’Etat en cause peut être condamné à la suite d’une procédure devant la Cour de justice. La plainte est à adresser au Secrétariat Général de la Commission Européenne, rue de la loi, 200 B-1049 Bruxelles, Belgique

d) En conclusion

Ces trois actions sont faciles et peu formalistes. Elles valent la peine d’être entreprises. Ces procédures sont, de plus, gratuites (juste le prix des timbres), et durent environ un an. Pour augmenter les chances de succès, il est recommandé de se mettre en relation avec un député européen qui pourra surveiller le bon déroulement de la procédure. Enfin, il faut ajouter que les fonctionnaires européens sont souvent très accessibles et qu’il ne faut pas hésiter à les contacter. Vous pouvez trouver des informations utiles sur toutes les institutions communautaires, la législation en vigueur, les textes en discussion au parlement et bien d’autres choses sur le serveur de l’Union européenne : http://europa.eu.int./

2. En France

Il est également possible

de saisir le médiateur de la République,
d’informer les autorités administratives des dysfonctionnements constatés,
d’introduire un recours gracieux devant l’autorité administrative qui a adopté un acte,
de faire un recours hiérarchique auprès du supérieur de líauteur de líacte contesté.

Là également ces procédures sont autant de moyens díinformation et de pression susceptibles, parfois, de contribuer à débloquer des situations tendues ou d’incompréhension.

B) Actions en justice proprement dites

Un des grands principes de la justice en France est le principe de gratuité (on ne paie pas les juges). Il peut y avoir des droits de timbres. En revanche, les auxiliaires de justice (avocats, avoués devant la Cour d’appel, etc…) sont payés par les requérants.

Limitons-nous à préciser ce qu’il faut entendre par “se constituer partie civile”. Cette démarche, en effet, est peu coûteuse car il n’est pas obligatoire d’être représenté par un avocat.

Se porter partie civile devant la juridiction pénale en cas d’atteinte au droit de l’environnement

Les associations peuvent déposer une plainte auprès du doyen des juges d’instruction, accompagnée d’une demande expresse de constitution de partie civile et réclamer des dommages et intérêts. Les règles de forme sont souples, mais la plainte ne peut pas être anonyme.

Se porter partie civile présente deux intérêts :

d’une part, cela permet d’avoir accès au dossier d’instruction (mais seulement par l’intermédiaire d’un avocat), l’association devenant en effet partie au procès du fait de sa constitution de partie civile. Elle peut ainsi être entendue par le juge d’instruction.
d’autre part, cela interdit au parquet de classer la plainte sans suite et l’oblige à faire instruire l’affaire. Une restriction cependant, il faut que la constitution de partie civile soit jugée recevable.

Quelles sont les associations susceptibles d’agir ?

En principe, ce sont les associations agréées de protection de l’environnement (voir encadré). La loi leur reconnait le droit de se constituer partie civile pour les faits portant un préjudice direct ou indirect aux intérêts collectifs qu’elles ont pour objet de défendre et constituant une infraction aux dispositions législatives relatives à la protection de la nature et de l’environnement, à l’amélioration du cadre de vie, à la protection de l’eau, de l’air, des sols, des sites et paysages, à l’urbanisme ou ayant pour objet la lutte contre les pollutions et nuisances.

Si l’association n’est pas agréée, tout n’est pas perdu : elle peut demander réparation du préjudice direct qu’elle a subi. L’expérience montre que les décisions sont de plus en plus souvent favorables aux associations.

Les conséquences de la procédure

La procédure engagée permettra, à la suite de la condamnation pénale de l’auteur de la violation du droit de l’environnement, au même tribunal de statuer sur la demande en dommages et intérêts de l’association et ainsi de l’indemniser.

En revanche, en cas de relaxe de la personne poursuivie, la juridiction pénale ne peut pas statuer sur la demande en réparation. L’association devra alors s’adresser au juge civil (tribunal d’instance ou de grande instance) s’il y a eu un préjudice direct.

Le coût de la procédure

Une association qui dépose une plainte avec constitution de partie civile peut se voir réclamer le dépôt d’une consignation qui peut atteindre plusieurs milliers de Francs, liée aux éventuels frais à payer à l’issue d’une procédure. Elle en est dispensée si elle a obtenu le bénéfice de l’aide juridictionnelle (voir encadré) ou en cas de ressources insuffisantes.

Le recours au Tribunal Administratif

Fiche technique parue dans l’ACROnique du nucléaire n°49, juin 2000

Les atteintes à l’environnement peuvent être le fait de particuliers ou d’entreprise à líencontre desquels les actions peuvent être engagées devant les tribunaux judiciaires, mais elles peuvent aussi avoir pour origine l’action ou l’inaction de l’administration. Ainsi les décisions prises par un préfet ou un maire peuvent être contestées devant le tribunal administratif (TA).

Le recours en annulation (ou recours pour excès de pouvoir)

Il s’agit de demander au TA d’annuler totalement ou partiellement un acte administratif dont on conteste la légalité.
Conditions à respecter pour que le recours soit recevable :

Il doit être déposé dans un délai de deux mois à compter de la publication de l’arrêté contesté (affichage en mairie ou sur le terrain, avis dans les annonces légales des journaux)
Il faut que l’acte en cause fasse grief à l’auteur du recours. Ainsi le tribunal rejettera le recours contre un arrêté d’ouverture d’enquête publique car ce n’est qu’une mesure préparatoire (donc qui ne fait pas grief). De même, un recours contre l’avis d’un commissaire-enquêteur est irrecevable car ce n’est qu’un avis, ce n’est pas une décision administrative.
Il faut que le requérant ait un ” intérêt à agir “, c’est-à-dire que la personne ou l’association qui attaque l’acte administratif soit directement concernée par l’illégalité dont elle demande l’annulation. Exemple : l’ACRO ne peut pas demander l’annulation du permis de construire d’un immeuble à Paris car cela n’a rien à voir avec son objet social et ne fait pas d’ombre à ses bureaux !

Comment présenter le recours au tribunal

L’avocat n’est pas obligatoire.
La requête (ou mémoire) est rédigée sur papier libre ; elle doit comporter les nom et adresse de son auteur et être signée.
Il faut y coller un timbre fiscal de 100F.
Il faut préciser quel est l’acte administratif attaqué et joindre une copie.
Il faut exposer les raisons juridiques pour lesquelles on considère que la décision est illégale : une formalité prévue par la loi n’a pas été respectée avant la signature de l’arrêté, le fonctionnaire qui a signé l’arrêté n’avait pas reçu délégation de signature du préfet, l’autorisation accordée est contraire à une loi ou un décret, etc

Comment se déroule la procédure

Elle est essentiellement écrite : les échanges d’arguments se font uniquement par le biais des mémoires.
L’audience est publique, mais il n’est pas obligatoire d’y assister.
Le juge rapporteur expose l’affaire. Le commissaire du gouvernement (il n’est pas le représentant du gouvernement ou de l’administration) propose au tribunal, en toute indépendance, la solution qui lui paraît correcte.
Les parties présentes doivent se contenter de dire qu’elles s’en tiennent à leurs dépositions écrites ; les plaidoiries et les effets de manche d’avocat sont inutiles !
Après délibéré, le tribunal, qui n’est pas obligé de suivre les conclusions du commissaire du gouvernement, prononcera l’annulation totale ou partielle de l’acte attaqué ou rejettera la requête.
Le juge ne peut pas substituer un autre acte à celui qu’il a annulé ; il ne peut pas accorder une autorisation à la place de l’autorité administrative compétente.

Le dépôt d’un recours en annulation n’est pas suspensif c’est-à-dire que le bénéficiaire de l’autorisation par exemple peut entreprendre les travaux ou l’exploitation de son usine malgré ce recours. Pour pallier cet inconvénient, il est possible de demander au TA un sursis à exécution.

La demande de sursis à exécution

C’est une procédure d’urgence. Si le sursis à exécution est accordé par le juge, la décision attaquée est provisoirement suspendue jusqu’à ce que le TA se prononce sur le recours en annulation.

Conditions à remplir :

La demande de sursis à exécution doit obligatoirement être accompagnée d’un recours en annulation.
Pour obtenir le sursis, deux conditions doivent être réunies : il faut démontrer que l’exécution de l’acte attaqué aurait des conséquences difficilement réparables et il doit y avoir des moyens sérieux de nature à justifier l’annulation.

Le recours au tribunal administratif est une procédure très accessible pour les particuliers et les associations car peu formaliste et peu coûteuse. Précisons que le recours en annulation d’un décret ou d’un arrêté ministériel doit être déposé directement auprès du Conseil d’Etat. L’intervention d’un avocat est obligatoire.

Pour connaître toutes les subtilités de la justice administrative et avoir des exemples de recours, nous vous conseillons un petit livre très bien fait : ” la justice administrative en pratique “, la documentation française, 29 quai Voltaire 75344 Paris cedex 07 : 50F.

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ACRO – Association pour le Contrôle de la Radioactivité dans l'Ouest

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