ACROnique du nucléaire #113, juin 2016

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  • Edito
  • Accidents nucléaires graves : la France n’est pas prête (extrait de l’étude réalisée par l’ACRO pour l’ANCCLI)
  • Du ruthénium radioactif détecté dans l’herbe autour de l’usine de retraitement AREVA NC de LA Hague : s’agit-il d’un dysfonctionnement non déclaré (Communiqué ACRO du 06/04/16)
  • Revue de presse

« Tchernobyl, 30 ans après ? » Bilan de la cartographie citoyenne du césium-137 dans l’alimentation et l’environnement.

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Voir le bilan de l’opération en version Pdf

 

En 1986, la catastrophe de Tchernobyl a contaminé toute l’Europe à des niveaux très variables selon les endroits. Que reste-t-il de cette pollution trente ans plus tard ? Sur les nombreux radioéléments rejetés, seul le césium-137 est encore détectable en France. Sa demi-vie est de trente années.

Pour étudier la pollution radioactive rémanente, l’ACRO a lancé, en 2014, une vaste cartographie citoyenne, avec pour devise :

vous prélevez, l’ACRO analyse !

Une centaine de « préleveurs volontaires », ainsi que trois autres associations, ont participé à cette campagne qui a couvert 13 pays européens. Les résultats ont été publiés au fur et à mesure sur un site Internet dédié : tchernobyl30.eu.org

Une grande autonomie a été laissée à chaque préleveur volontaire, aussi bien sur le lieu du prélèvement que sur la nature des échantillons à prélever.

  • Tous les compartiments de l’environnement sont-ils contaminés par le césium-137 ?
  • Quels sont les niveaux d’activité que l’on peut trouver dans notre environnement quotidien (jardin, forêt…) aujourd’hui ?
  • Quelles denrées alimentaires sont encore contaminées ?

Bilan de la participation

L’opération « Tchernobyl, 30 ans après ? » a rencontré un grand succès, puisqu’une centaine de préleveurs volontaires ont participé à l’opération et trois associations ont souhaité collaborer à cette campagne : Les Enfants de Tchernobyl, l’Observatoire Mycologique et Greenpeace Allemagne.

La participation de ce large public a permis l’analyse d’un nombre très important d’échantillons (364) répartis dans toute l’Europe (13 pays). La liberté laissée aux préleveurs dans le choix des échantillons et des lieux de prélèvements a permis de cerner des indicateurs auxquels nous n’aurions pas pensé, et de révéler des zones qu’on pouvait imaginer relativement épargnées par les retombées.

Résultats

Les sols :

Notons d’abord que l’ensemble des échantillons de sol analysés en France comme en Europe présente une contamination par le césium-137.

Les zones de dépôts préférentiels ont été les massifs montagneux, car c’est là que les précipitations sont généralement les plus importantes. En montagne, on observe la formation de « points chauds » créés par le ruissellement lors de la fonte des neiges et des congères. Les éléments radioactifs (contenus dans la neige) se sont alors accumulées sur un espace réduit, entraînant des concentrations très importantes de radioactivité dans le sol. On mesure jusqu’à 68 000 Bq/kg sec dans les sols des Alpes.

En France, les prélèvements réalisés dans l’Est du pays présentent encore des contaminations importantes. En plaine, on mesure jusqu’à 70 Bq/kg sec en Isère et 174 Bq/kg sec dans le Haut-Rhin. Des contaminations importantes ont par ailleurs été mesurées ponctuellement dans des zones globalement moins impactées par les retombées radioactives : on mesure, par exemple, 91 Bq/kg sec de césium-137 dans un sol forestier de Seine-Maritime.

Les champignons :

80% des échantillons de champignons analysés sont contaminés par le césium-137, ce qui confirme la propriété déjà connue d’accumulation du césium du sol par les champignons :

Des contaminations parfois très importantes ont été observées : jusqu’à 4 410 Bq/kg sec dans des pieds de mouton prélevés au Luxembourg et 860 Bq/kg sec dans des chanterelles prélevées dans la Drôme. Même dans des zones moins impactées par les retombés radioactives, on trouve du césium-137 dans certains champignons. On mesure par exemple 97 Bq/kg sec dans des bolets prélevés dans le calvados.

Les denrées alimentaires :

Les fruits et les légumes que nous avons analysés sont épargnés par la contamination par le césium-137. Seules des châtaignes prélevées dans le Gard présentaient un marquage par ce radioélément. Les produits de la ruche, les produits laitiers (fromage de vache et de chèvre) et les plantes aromatiques analysées ne révèlent pas la présence de césium-137.

Ce n’est pas le cas du gibier qui se contamine par son alimentation. Le sanglier corse analysé au cours de cette campagne présentait une légère contamination par le césium-137.

En Norvège, en Suède et en Finlande, la contamination de la viande de renne est devenue un  problème sanitaire qui perdure encore actuellement. Nous avons mesuré 690 Bq/kg de césium-137 dans la viande de renne et 25,3 Bq/kg dans la viande d’élan. Ces viandes ont été achetées dans un supermarché en Norvège.

Tous les résultats sont disponibles sur le site de l’opération : tchernobyl30.eu.org

 

Accident nucléaire grave : la France n’est pas prête

En cas d’accident nucléaire grave, la France n’est pas prête. Tel est le constat d’une étude de l’ACRO effectuée pour l’ANCCLI (Association Nationale des Comités et Commissions Locales d’Information). En effet, les leçons de la catastrophe de Tchernobyl ont été ignorées, car il s’agissait d’un accident qualifié de « soviétique », donc impossible en France. Celles de la catastrophe de Fukushima tardent à être prise en compte.

L’étendue des Plans Particuliers d’Intervention (PPI) est toujours limitée à 10 km, alors que l’impact des accidents graves va bien au-delà. Le rapport ATHLET des autorités de sûreté nucléaire et compétentes en radioprotection européennes recommande pourtant de se préparer à évacuer jusqu’à 20 km, protéger la thyroïde et se mettre à l’abri jusqu’à 100 km.

En cas d’évacuation, les personnes vulnérables, comme les malades hospitalisés ou les personnes âgées, sont celles qui risquent le plus. Il y a eu de nombreux décès au Japon. Il y a urgence à prévoir des mesures de protection appropriées pour elles.

Les plans d’urgence n’ont pas été évalués scientifiquement, comme c’est le cas en Amérique du Nord où une évaluation des temps d’évacuation est obligatoire.

Depuis l’accident nucléaire de Fukushima, il n’y a pas eu d’évolution : le plan national de janvier 2014 n’a pas étendu les distances de référence. Les nouveaux PPI sont essentiellement du copié-collé des anciens. Comparativement, la Suisse a étendu la pré-distribution d’iode à 50 km autour de ses centrales nucléaires. En Belgique, le Conseil Supérieur de la Santé vient de préconiser d’adopter des recommandations du rapport ATHLET et d’étudier les vulnérabilités, et ce d’ici la fin 2016. En Allemagne, la Commission de radioprotection recommande aussi d’étendre les PPI jusqu’à 100 km.

Qu’attend la France ?

 

Etude pour l’ANCCLI

Lire le rapport complet au format pdf

Pour lire le résumé : http://fukushima.eu.org/plans-durgence-nucleaire-en-france-forces-et-faiblesses/

 

Analyses de sols alpins réalisées en 2015 pour « Les enfants de Tchernobyl »

Analyse des niveaux de radioactivité artificielle de sols des Alpes, en 2015.

Etude réalisée par l’ACRO pour l’association Les Enfants de Tchernobyl dans le cadre de la campagne Tchernobyl, 30 ans après?
Tous les résultats de cette opération sont disponibles sur la carte interactive : http://tchernobyl30.eu.org/resultats/

Les erreurs de quantification du Plutonium à Cadarache

Retour sur un incident qui a défrayé la chronique.

ACROnique du nucléaire n° 90, septembre 2010


Le 12 octobre 2009, l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) classe au niveau 2 de l’échelle internationale de gravité des événements nucléaires (échelle INES), l’incident déclaré par le Commissariat à l’Energie Atomique (CEA) le 6 octobre 2009, sur l’installation nucléaire ATPu (Atelier  de Technologie du Plutonium), du site CEA de Cadarache. Le 14 octobre, l’ASN suspend les opérations de démantèlement dans l’installation et soumet leur reprise à son accord préalable.

Retour en 7 questions sur un incident qui défraya la chronique et qui a été traité au sein du Haut Comité pour la Transparence et l’Information sur la Sécurité Nucléaire (HCTISN), incident.

Que fait-on à l’Atelier  de Technologie du Plutonium de Cadarache ?

Il s’agit d’une installation de production de combustible MOX (réalisé à partir de poudres d’oxyde d’uranium appauvri et d’oxyde de plutonium) tant pour les réacteurs à eau pressurisée (REP) que les réacteurs à neutrons rapides. Construit entre 1959 et 1962, ce site a été en production de 1962 au début de l’année 2005. En 1991, les activités avaient été transférées à COGEMA, devenue AREVA NC. Depuis 2005, des opérations de cessation définitive d’exploitation et d’assainissement ont été engagées. Le décret de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement a été publié le 6 mars 2009.

Depuis sa création, l’ATPu a traité près de 50 tonnes de Plutonium pour la fabrication de combustibles pour les surrégénérateurs (Rapsodie, Phénix, Superphenix) et fabriqué 350 tonnes de MOX-REP. Le CEA, en tant qu’exploitant nucléaire depuis 1962, est resté titulaire des autorisations administratives. Ce qui explique son rôle au premier plan durant cette crise médiatique.

Comment le Plutonium est-il quantifié ?

Les matières mises en œuvre (oxyde de Plutonium et oxyde d’Uranium) sont hautement toxiques, notamment par voie d’inhalation. Le procédé conduisant à réaliser des mélanges (primaire et secondaire) doit donc être étroitement confiné. C’est pourquoi toutes ces étapes de traitement sont réalisées au sein de « boîtes à gants ». Il y a en tout 325 boîtes à gants à démanteler à l’ATPu.

Tous les mouvements de matières fissiles devant être déclarés, un système de comptabilité a été mis en place (logiciel de comptabilité CONCERTO). Il repose sur des pesées de ces matières effectuées à l’entrée et à la sortie des boîtes à gants.

Mais au cours des divers mouvements de ces produits à l’intérieur de ces dernières, des chutes ou des fuites de matières peuvent se produire. Des nettoyages sont certes effectués afin de récupérer ces matières mais une partie de celles-ci, rendue inaccessible par la complexité des équipements mécaniques internes, est restée à l’intérieur des boîtes à gants (rétention).

Par ailleurs, toutes ces pesées présentent une incertitude associée. La balance pesant le plutonium le fait avec une incertitude de 1 gramme. Le dosage primaire comporte une incertitude de 20 grammes et la balance utilisée pour le mélange primaire affiche une incertitude de 60 grammes.

La différence – au travers du bilan de pesée entrée/sortie – permet donc d’identifier la quantité de matière en permanence dans la boîte à gants. Pour l’ATPu, ces différences étaient en partie comptabilisées dans un compte « rétention » du logiciel mais, pour le reste, l’exploitant procédait tout simplement à une remise à zéro chaque année (considérant que la masse correspondante était un écart d’inventaire) !!!… Après 40 ans d’exploitation, les grammes cumulés ont fini par faire des kg.

Comment l’incident a-t’il été découvert ?

Avec le début du démantèlement, certaines boîtes à gants ont commencé à être ouvertes et démontées, ce qui rendait alors accessibles les matières en rétention.

A l’issue de l’assainissement « test » réalisé sur une boîte à gants en 2008, l’exploitant a découvert une rétention 2 à 3 fois plus élevée que la valeur théorique. Cette réévaluation a ensuite été prise comme hypothèse pour définir les marges de sûreté.

Par la suite, en juin 2009, Le CEA a découvert que la rétention avait été sous-estimée par un facteur 5, et non par un facteur deux ou trois, dans certaines boîtes à gants. Pour l’ASN, « une telle découverte remet en cause la démonstration de sûreté des opérations d’assainissement et de démantèlement. En outre, cette donnée montre que l’exploitant n’avait plus la certitude de pouvoir se conformer à son référentiel de sûreté ».

Malgré tout, l’exploitant a poursuivi l’assainissement au cours de l’été 2009. L’ampleur de la sous-estimation a alors été confirmée (par un facteur 4,8 en moyenne).

A titre d’illustration, le poste 073 a été particulièrement évoqué, car il confirme le dépassement d’une limite de masse du référentiel de démantèlement (4,4 kg) :

  • masse estimée (compte rétention) : 1813,9 g
  • masse récupérée lors de l’été 2009 : 9008,5 g
  • masse récupérée + estimation masse restante : 10508,4 g

Soit une erreur d’un facteur 5,8.

En résumé, après 40 ans d’exploitation et sur la base de son système de comptabilité, l’exploitant pouvait affirmer que le total du Plutonium en rétention dans l’ensemble des boîtes à gants était de 7,5 kg.

Du début 2008 jusqu’à l’été 2009, 22,2 kg de Plutonium seront récupérés dans 43 boîtes à gants et il est estimé qu’il en resterait encore 16,7 kg ce qui donne un total de 38,9 kg là où seulement 7,5 kg étaient attendus.

Pouvait-on prévoir ?

Avec un manque de 31,4 kg de Plutonium dans cette seule installation, on est légitimement en droit de s’interroger sur les bilans de matières fissiles qui sont présentés par les autorités compétentes avec des précisions de quelques dizaines de mg.

Certes l’entrée en phase de démantèlement engagée en 2008 a été déterminante, mais il est particulièrement étonnant d’observer le simple emploi d’une remise à zéro au niveau du logiciel comptable d’écarts d’inventaire qui, chaque année, allaient tous dans un sens positif sans plus s’interroger sur leurs causes possibles. Des signes précurseurs auraient plutonium permettre de déceler une dérive lente (analyse de la courbe des cumuls) mais également des évaluations physiques (suivi du débit des doses au poste, tests de fluence dans les salles de procédés…). Dès lors, il était possible en phase d’exploitation de vérifier expérimentalement cette comptabilité par l’engagement d’un test d’assainissement sur un poste judicieusement choisi.

Par ailleurs, alors que les exploitants nucléaires déploient le plus grand zèle en termes de communication en direction des médias et du public, on reste médusé devant le manque de communication interne. Ainsi, MELOX[1] avait identifié dès 2004 la fragilité du système : « MELOX est désormais passé à un nouveau système de modélisation des rétentions qui permet d’optimiser le nettoyage des zones accessibles, d’évaluer annuellement les zones visibles et d’estimer forfaitairement les zones non visibles et non accessibles. MELOX identifie aujourd’hui 23 kg de matières fissiles en rétention avec cette nouvelle méthode contre 7 kg uniquement avec le système de pesée en entrée et sortie[2]. »

Quels sont les risques en matière de sûreté ?

S’agissant de matières fissiles, le risque principal est ici le risque de criticité[3]. C’est en fonction de celui-ci que les installations sont dimensionnées en termes de sûreté. Ce risque implique d’autant plus de vigilance qu’il n’existe pas de signes précurseurs compte-tenu du fait que sa cinétique est très rapide.

Depuis 1945, il s’est produit une soixantaine d’accidents de criticité dans le monde. Malgré des marges de sécurité jugées importantes, on recense actuellement 22 accidents survenus dans des installations du cycle du combustible conduisant à une dizaine de décès.

Les paramètres importants conditionnant le risque de criticité sont notamment la masse de matières fissiles, la géométrie dans laquelle se présentent ces matières et la présence de modérateur neutronique (eau ou matériaux hydrogénés).

En réponse aux critiques relatives à la dégradation de la sûreté dans ce contexte de sous-estimation forte des quantités de matières fissiles en rétention dans les boîtes à gants, les exploitants (CEA et AREVA, avec l’appui de l’IRSN) n’ont cessé de banaliser le problème en soulignant que les marges de sécurité sont importantes. Pour eux, le référentiel sûreté (établi par le CEA, jugé satisfaisant par l’IRSN et approuvé par l’ASN) est basé sur des scénarios pénalisants (les matières fissiles sont considérées sous une géométrie sphérique…) et, si la « limite d’exploitation » (fixée à 4,4 kg de Plutonium dans ce document) a pu être dépassée dans au moins une boîte à gants, le « seuil de criticité » n’aurait jamais été atteint. Il n’en reste pas moins que le CEA n’a pas respecté « ces propres règles de sécurité », ce qui justifie le niveau INES de 2, imposé par l’ASN.

 Quelles leçons pour la suite ?

Les opérations de démantèlement sont clairement différentes de celles de la phase d’exploitation. Elles se caractérisent par des situations qui ne sont pas toujours pleinement maîtrisées et une part d’inconnu est régulièrement observée. A ce stade, les risques de contaminations radioactives pour les salariés mais aussi pour l’environnement  deviennent une préoccupation majeure.

Ce qui a été découvert à l’ATPu – une sous-estimation importante de matières fissiles et hautement toxiques en rétention dans les installations – sera lourd d’enseignements pour la suite du programme nucléaire car les décennies à venir vont être marquées par ces opérations de démantèlement.

Suite à cet incident, l’ASN a demandé à l’ensemble des exploitants de préciser comment ils géraient ces phénomènes de rétention. Une quinzaine d’Installations Nucléaires de Base sont potentiellement concernées par des phénomènes significatifs de rétention. Le cas de MELOX (évoqué précédemment) en est un exemple. Dans un certain nombre de cas, l’ASN souhaite que les justifications soient complétées. Pour les installations de retraitement du site Hague, la réponse d’Areva est considérée comme incomplète. Des compléments sont demandés : il conviendra que les associations soient très attentives aux réponses apportées par l’exploitant.

L’ACRO sera, donc, particulièrement vigilante sur ces questions pour le site de La Hague avec la perspective du démantèlement d’UP2-400 (INB-33, INB-38 et INB-47) dont l’enquête publique pourrait avoir lieu avant la fin de l’année 2010.

Cette situation n’est pas spécifiquement française. La Belgique a récemment reconnu qu’elle fait face à des problèmes analogues. Un retour d’expérience à l’échelle internationale paraît indispensable et urgent.

Que s’est-il passé au sein du Haut Comité sur la Transparence et l’Information sur la Sécurité Nucléaire?

Le Haut comité a réagi très vite en auditionnant, le 20 novembre 2009, les représentants du CEA, d’AREVA, de l’ASN, de l’IRSN et des représentants du CHS-CT de Cadarache. L’ASN a exposé les raisons qui l’ont conduite à classer l’incident au niveau 2 (le CEA proposait le niveau 1), à suspendre les opérations de démantèlement (remise en cause d’une hypothèse forte de la démonstration de sûreté) et à dresser un procès-verbal pour non respect de l’article 54 de la loi TSN[4] (non déclaration d’incident[5]). Le CEA rétorquant que cela ne relevait, selon lui, que d’une « simple déclaration d’évènement significatif ».

La tournure des débats en fin de séance avait un caractère presque surréaliste et il a étonné plus d’un membre du HCTISN. A tel point que des échanges spontanés ont eu lieu entre des membres associatifs et syndicalistes du Haut comité. Ces discussions informelles ont abouti à la rédaction d’une « déclaration commune de représentants syndicalistes et associatifs » (présentée sous la forme d’une lettre au Président du Haut comité) et que nous reproduisons in extenso ci-après car elle souligne que, au-delà des divergences, le HCTISN peut être un lieu de débats et de confrontations utiles.

Sur la base de ce texte, le débat a rebondi de façon particulièrement vive lors de sa séance du 26 janvier 2010 et il s’est poursuivi au cours de la réunion du 29 avril (la déclaration commune sera annexée au compte-rendu de cette séance avec les réponses des exploitants et de l’IRSN)[6].

– voir la lettre des syndicats et associations soussignés à Monsieur le Président du HCTISN


[1]    Melox : usine du groupe AREVA qui fabrique du combustible Mox.

[2]   Source : réunion du HCTISN du 29 avril 2010.

[3]   criticité : quand une quantité suffisante de matière fissible est concentrée dans un volume donné, une réaction nucléaire en chaîne conduisant à une explosion est possible. Si le seuil critique est dépassé, on parle de criticité.

[4]   Loi sur la transparence et la sûreté nucléaire.

[5]   Au cours de 2 réunions techniques ASN/CEA sur l’ATPu pendant l’été 2009, l’incident n’a pas été mentionné.  Il le sera finalement le 6 octobre 2009.

[6]   Voir site du Haut comité : http://www.hctisn.fr/

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