Le carbone 14 dans l’environnement des usines de retraitement de La Hague

Le carbone 14 dans l’environnement des usines de retraitement de La Hague

Impact environnemental des usines de La Hague : “Nous y étions presque !”

ACROnique du nucléaire n°69, juin 2005

Impact environnemental des usines de La Hague, Contrôle n°162, janvier 2005

Les lichens intégrateurs de tritium et de carbone 14

Résumé paru dans ACROnique du nucléaire n°67, décembre 2004


L’ACRO a collaboré à une étude pilotée par l’observatoire mycologique sur les potentialités des lichens comme bio-indicateurs pour l’étude de la concentration atmosphérique en tritium et carbone 14. Ces travaux ont fait l’objet de publications scientifiques dans des revues internationales.
Nous présentons ici un résumé de ces études et vous pouvez télécharger un article en français plus conséquent sur ce sujet avec tous les tableaux de résultats :Les lichens intégrateurs de tritium et de carbone 14, article complet par Olivier Daillant.


L’hydrogène et le carbone sont deux principaux constituants de la matière vivante. L’hydrogène et le carbone radioactifs sont donc des éléments importants à prendre en compte en terme de santé publique. Ces deux radio-éléments existent dans la nature, mais sont aussi rejetés par les installations nucléaires. Les lichens qui sont connus comme bio-indicateurs pour de nombreux polluants, pourraient être aussi intéressants pour évaluer l’impact des rejets atmosphériques car ils ne sont pas en contact avec le sol.

Les sites concernés par cette étude sont l’usine de La Hague, le centre militaire de Valduc et la centrale nucléaire du Bugey dans l’Ain. Par ailleurs, des prélèvements ont été faits en Bourgogne, dans le Morvan et à Vienne en Autriche, loin de toute installation nucléaire.

Le Tritium
Isotope radioactif de l’hydrogène avec une demi-vie de 12,3 ans, le tritium est présent dans l’environnement sous forme d’hydrogène tritié (HT), d’eau tritiée (HTO) ou liés à des atomes de carbone, on parle alors de tritium organiquement liés (OBT). Dans ce dernier cas, le tritium n’est pas facilement échangeable, contrairement aux deux autres cas.
Le tritium est produit dans la haute atmosphère par le rayonnement cosmique auquel s’ajoutent les retombées des essais nucléaires atmosphériques. Mais, ce qui domine, ce sont les rejets des installations nucléaires.

Le carbone 14
Il est aussi créé par les rayonnements cosmiques dans la haute atmosphère. Avec une demi-vie de 5730 ans, il est connu pour son utilisation en datation. En Suisse (Site de l’autorité sanitaire suisse : www.suer.ch) et en Allemagne, il est considéré comme l’élément entraînant l’exposition principale des populations riveraines des centrales nucléaires. On le retrouve aussi dans les rejets de l’usine de retraitement de La Hague.

Le tritium et le carbone 14 sont tous les deux des émetteurs bêta purs, ce qui signifie que leur détection nécessite un protocole complexe. Les mesures ont été faites en Autriche et en Allemagne.

Résultats
Pour le carbone 14, les résultats sont généralement donnés en comparaison avec la teneur habituelle en carbone 14 naturel afin de pouvoir détecter une pollution éventuelle. Quant au tritium, seule la partie organiquement liée est mesurée ici. Les résultats peuvent être exprimés par rapport à la masse de matière sèche, comme  on le fait généralement pour les autres éléments ou en becquerel par litre d’eau issue de la combustion. Dans ce cas, on est plus près des méthodes d’analyses. A noter que la concentration en tritium naturel dans les eaux n’est que de quelques becquerels par litre.

Les résultats des analyses sont présentés dans le document complet.

Commentaires
Aux abords de la centrale du Bugey, la contamination en tritium est légèrement supérieure au bruit de fond naturel. A La Hague, elle peut atteindre 5 à 8 fois ce bruit de fond. Mais c’est à Valduc que les concentrations sont les plus élevées. Cela s’explique par les activités militaires qui provoquent d’importants rejets en tritium. Mais les concentrations obtenues ne peuvent être dues uniquement aux rejets récents. Les lichens ont intégrés du tritium beaucoup plus ancien correspondant à des rejets historiques qui ont dû être très importants. En effet, la période biologique d’élimination du tritium dans les lichens est de l’ordre d’un an. Ce résultat a été obtenu en transplantant des lichens de Valduc vers une zone a priori non influencée par des rejets tritiés. Cela signifie que les concentrations en tritium dans les autres végétaux ont dû être aussi très élevées par le passé. Pour ce qui est du carbone 14 trouvé dans les lichens à La Hague, les niveaux obtenus correspondent à ceux généralement mesurés dans les autres végétaux.

Conclusion
Cette étude montre l’intérêt des lichens comme bio-indicateur de la contamination atmosphérique en tritium et carbone 14. Comparés à la plupart des autre végétaux, ils présentent plusieurs avantages : une activité continue presque tout au long de l’année et un métabolisme lent permettant une intégration à long terme. De plus, si les lichens sont soigneusement choisis, ils ne sont pas concernés par un éventuel transfert sol-lichen.

Ancien lien

Pour un contrôle renforcé du « petit nucléaire »

Par Pierre Barbey, Contrôle N°143, 15 novembre 2001


En juillet dernier, la publication d’un article dans Ouest France [1], au sujet des rejets radioactifs des hôpitaux a donné lieu à une mini polémique traditionnellement plus propre à l’industrie nucléaire. La dimension qu’a prise cette affaire (reprise par de nombreux média y compris sur le plan national..) [2] nous a, il faut bien le dire, surpris. De fait, les commentaires et questions qui nous sont parvenus nous ont permis de constater que pour nombre de nos concitoyens (et même d’observateurs) les rejets radioactifs étaient spécifiques de la seule industrie nucléaire.

Certes, il convient d’emblée de relativiser et d’indiquer clairement que les niveaux de rejets ne sont pas du même ordre de grandeur et surtout qu’ils sont très différents sur un plan qualitatif : Ce qui est une longue période en milieu hospitalier (i.e. l’iode 131 ; 8 jours) est une très courte période pour l’industrie nucléaire plus habituée à des radioéléments ayant des périodes de quelques dizaines d’années (produits de fission) à des dizaines de milliers d’années (transuraniens et certains produits d’activation).

Il n’en demeure pas moins que le contrôle du nucléaire diffus doit s’exercer avec une vigilance toute particulière. Si, pris à l’échelle individuelle, chaque installation présente en général un niveau de risque potentiel modeste (toujours par comparaison avec l’industrie), son caractère justement « diffus » en rend le contrôle plus souvent occasionnel quand il n’est pas absent. Pour illustration, rappelons que la C.I.R.E.A. [3] compte plusieurs milliers de titulaires d’une autorisation de détention de radioéléments sur le territoire national (tableau 1) :

 

Tableau n°1
1996
2000
titulaires en secteur médical (1ère section)
:
1900
1238
titulaires en secteur recherche/industrie (2ème
section) :
3900
3196
Total :
5800
4434

 
Une majeure partie de ces autorisations sont relatives aux sources scellées qui, dans des conditions normales d’emploi et de contrôle, ne sont pas vraiment problématiques pour l’environnement [4]. La partie restante concerne les sources non scellées qui, lors de leur utilisation, génèrent des déchets radioactifs ainsi que des rejets directs dans l’environnement sous la forme d’effluents (surtout liquides). On compte actuellement 1436 titulaires d’une autorisation en sources non scellées  qui se répartissent pour moitié en secteur médical et en secteur industrie/recherche.
Bien que le secteur industriel ne manque pas d’intérêt eu égard à la nature des sources mises en œuvre, nous n’évoquerons ici  que le secteur médical et le secteur de la recherche.

Le secteur médical

Au sein des hôpitaux, plus particulièrement des centres hospitalo-universitaires, plus d’une vingtaine de radio-isotopes différents (en sources non scellés) [5] sont susceptibles d’être utilisés dans les domaines du diagnostic et de la thérapie métabolique ainsi que les laboratoires d’analyses cliniques et de recherche (tableau 2). Si l’on excepte quelques isotopes (tritium, carbone 14, cobalt 57…) plus spécifiques des activités de laboratoire, la quasi totalité de ces radioéléments sont de période courte voir très courte, en tout état de cause inférieure à 100 jours. Néanmoins, les activités moyennes annuelles réceptionnées peuvent être très élevées. A titre indicatif, nous rapportons ici (tableau 2) les consommations, pour les années 1990 et 1991, des 62 établissements médicaux présents dans le bassin Seine-Normandie. Ces données renseignent fort utilement sur la nature des radioéléments employés et sur leur importance respective au sein des pratiques médicales ; cependant, compte tenu des périodes (parfois très courtes), elles ne peuvent renseigner sur le total détenu à un instant t et donc sur les rejets de ce moment-là.

Tableau 2
Consommations annuelles en sources non scellées pour 62 établissements
du bassin Seine-Normandie

Isotope
Période
Emissions
Activité réceptionnée (kBq)
1990
1991
99mTc
6,0 heures
g
, e
50 731 856 500
61 544 236 000
131I
8,0 jours
b
g
3 989 743 058
4 021 142 237
201Tl
3,0 jours
g
, e
1 878 139 100
1 887 168 532
133Xe
5,2 jours
X, g
b
, e
2 107 893 500
2 592 182 000
123I
13,2 heures
X, g
, e
181 734 750
180 815 779
67Ga
3,26 jours
g
, e
119 781 000
106 982 300
111In
2,8 jours
g
, e
103 658 000
116 164 360
32P
14,3 jours
b
88 390 975
85 625 525
186Re
3,78 jours
X, g
b
, e
70 559 000
58 763 400
51Cr
27,7 jours
g
54 246 735
63 048 000
125I
60 jours
X, g
, e
54 577 407
48 142 804
3H
12,3 ans
b
43 436 787
30 849 155
90Y
2,7 jours
b
37 666 000
41 077 000
169Er
9,4 jours
b
16 687 000
18 833 000
35S
87,5 jours
b
12 950 832
22 122 450
85Sr
64,9 jours
g
1 184 000
3 700 000
59Fe
44,5 jours
b
g
934 250
701 650
14C
5730 ans
b
507 806
2 039 026
64Cu
12,7 heures
b+
g
370 000
111 000
45Ca
163 jours
b
296 000
148 000
57Co
272 jours
g
88 113
282 014
75Se
120 jours
g
, e
24 050
11 100
Activité totale
59 494 724 863
70 824 145 332
N.B.: autres radionucléides, non mentionnés ci-dessus mais susceptibles d’être présents en milieu hospitalier : Sodium 22, Phosphore 33, Cobalt 58, Strontium 89, Samarium 153…

Sans avoir exercé un suivi régulier, l’ACRO dispose néanmoins de quelques résultats de mesures effectués à l’émissaire de structures hospitalières caennaises : le maximum enregistré en 99mTc est de 4400 Bq/L (le plus souvent autour de 1000 Bq/L). D’autres radioéléments, dont l’131I, sont également détectés à des niveaux n’excédant pas 100 Bq/L [7]. Des valeurs analogues ou plus importantes (jusqu’à 10 fois plus) ont été relevées dans d’autre villes par d’autres organismes (CRII-RAD, OPRI).

A l’origine de l’article de Ouest-France précédemment cité, la publication dans l’ACROnique du nucléaire et sur notre site internet [8] d’une étude réalisée par notre association (à la demande de l’Agence de l’Eau Seine Normandie) sur l’impact environnemental des rejets hospitaliers. Cette étude centrée sur la station d’épuration de la ville avait pour objet d’interpréter le devenir des radionucléides artificiels au sein d’une telle installation. La contamination du réseau est essentiellement due au 99mTc et à l’131I, radioéléments présents chaque jour ouvré selon un profil caractéristique de l’activité quotidienne (figure 1).

Figure 1 : Variation du flux de 99mTc (MBq/heure), mesuré dans les eaux usées à l’entrée de la station (16/06/99).

Variation du flux de 99mTc (MBq/heure), mesuré dans les eaux usées à l'entrée de la station (16/06/99).La charge totale entrante estimée pour une journée est importante, de l’ordre de 4000 MBq pour 99mTc et de 15 à 300 MBq pour 131I. La radioactivité se concentre de façon dominante dans les boues. En fin de traitement, celles-ci sont incinérées et l’on retrouve ces radioéléments (111In, 67Ga, 201Tl…) dans les cendres à l’exception de 131I (présent dans les boues) qui serait transféré dans les eaux de lavage des fumées. En sortie de station, les eaux traitées sont encore clairement marquées par le 99mTc (avec un facteur significatif de dépollution) et par l’131I (avec un facteur de dépollution plus modeste). Seul l’131I est détecté dans les sédiments de la rivière qui recueille ces eaux traitées.

En fait, ces données ne traduisent pas seulement les rejets directs effectués par les structures hospitalières mais aussi (pour une part difficile à déterminer en l’état actuel) les multiples sources diffuses constituées par les patients eux-mêmes traités en ambulatoire. Ce qui pose là un réel problème sur lequel nous reviendrons.

Le secteur de la recherche

Il conviendrait de parler de façon plus judicieuse du secteur enseignement/recherche (universités, grands organismes nationaux…), pour lequel l’emploi de sources scellées et non scellées est également important. En l’absence de donnée nationales accessibles, nous l’illustrerons en prenant l’exemple d’une université de taille moyenne. On compte dans cette université une centaine de sources scellées pour une activité totale de près de 150 GBq. Elles sont principalement utilisées dans les secteurs de l’enseignement de physique nucléaire (consacré à des travaux pratiques portant sur l’étude des propriétés physiques des radiations) mais aussi dans les laboratoires de recherche (étalonnage, calibration, détecteurs CE…). Les principaux radioéléments rencontrés sont : 241Am, 226Ra, 210Po, 60Co, 90Sr, 133Ba, 137Cs, 54Mn, 22Na, 204Tl, 63Ni… Lors de leur détention, la crainte de la perte ou du vol d’une source n’est pas à exclure. En fin d’utilisation ou au bout de 10 ans [9], elles sont destinées à être considérées comme des déchets radioactifs.
Dans le domaine des sources non scellées, on retrouve ici les isotopes classiquement employés pour le marquage de molécules (organiques et inorganiques) ou de structures cellulaires et tissulaires (tableau 3) :

Tableau 3

Protocoles expérimentaux
Radio-isotopes
radio-traceurs dans des
études métaboliques,
3H, 14C, 35S
études de prolifération
cellulaire
3H, 14C
techniques de liaison
de ligands (réceptologie),
3H, 14C, 35S, 125I
dosages radio-immunologiques,
3H, 14C, 125I
constitution de sondes
moléculaires,
35S, 32P, 33P
techniques de phosphorylation
de protéines,
32P, 33P
tests de cytotoxicité,
51Cr
techniques de iodination
de protéines,
125I
techniques de microscopie
électroniques
Sels d’uranium

Un bilan rétrospectif conduit sur 6 années dans cette université montre qu’elle a réceptionné durant cette période 629 colis de sources non scellées pour un total de 40 GBq (hors sels d’uranium), soit une centaine de sources et une activité moyenne de 6500 MBq par an.

L’envoi de déchets radioactifs (solides et liquides) n’apparaît que depuis le début des années 90. On a tout lieu de penser que jusqu’à la fin des années 80, ici comme dans d’autres universités, les rejets banalisés dans l’environnement pourraient avoir été le principal mode de gestion des déchets radioactifs.

Les contrôles étaient certes peu présents mais en outre, et contrairement aux déchets hospitaliers, ils concernent de façon dominante des radioémetteurs bêta beaucoup plus difficiles à détecter dans des échantillons de l’environnement.

Faire évoluer les mentalités

Faire évoluer les mentalités pour que les exigences de la société actuelle en matière de protection de l’environnement soient prises en compte est sans doute un premier pas indispensable.

Dans le secteur de la recherche, il y a lieu, par la formation, d’inverser cette tendance à considérer les sources irradiantes (32P, 125I..) comme « dangereuses » et par là-même à banaliser l’emploi de sources non irradiantes (3H, 14C..) mais qui sont aussi les plus dommageables pour l’environnement [10]. Les aspects économiques [11] ne militent pas vraiment en ce sens. Pour les isotopes de longue période, le fait d’intégrer (au moins en partie) le coût de l’élimination des déchets lors de l’achat de la source pourrait constituer une mesure incitative. Cette préoccupation doit être soulignée pour plusieurs raisons. D’abord, le 3H se présente ici le plus souvent sous des formes organiques (à fort tropisme pour des cibles cellulaires) et présente donc un caractère de radiotoxicité beaucoup plus élevé. Ensuite, le contrôle et la traçabilité de ces éléments sont plus difficiles (en particulier, contrairement aux déchets hospitaliers, ils ne risquent pas de déclencher les détecteurs placés à l’entrée des sites déchets de classe I).

Dans un passé récent, on a demandé au médecin de ne pas se contenter de soigner mais aussi de prendre en compte la douleur du patient. Il n’est pas insensé de lui demander aujourd’hui de réfléchir aux implications de ses pratiques hors de l’hôpital. Cela passe d’abord par une application sans faille du principe de justification (art. 3 de la directive n° 97/43/CE). Renoncer aux examens inutiles peut être un premier moyen de limiter les rejets. Modifier ou remplacer des examens existants par de nouveaux protocoles ou de nouvelles techniques moins pénalisants (en terme de dose) d’abord pour le patient et le personnel mais sans doute aussi, par contre coup, pour l’environnement.  Enfin réfléchir aussi à des procédés techniques et à des protocoles de rejets visant à augmenter le temps de rétention. Nous l’avons souligné, le secteur médical dispose d’un grand atout par rapport à l’industrie nucléaire : la courte période de ses radioéléments qui autorise une gestion sur site avant rejet banalisé. Pour autant cela ne règle pas toutes les questions et en particulier le problème du patient traité en ambulatoire et qui continue chez lui à évacuer de la radioactivité. La réponse n’est pas simple car elle implique des choix qui nécessitent des évaluations préalables :

  • retenir plus longtemps le patient à l’hôpital : on évite des doses pour son entourage et on protège mieux l’environnement mais ce sera un surcoût économique réel pour la société et le patient peut s’en trouver affecté ;
  • collecter les urines à domicile (pendant un temps fonction de la période) : on évite à coup sûr des doses pour les personnels des réseaux et des stations mais peut-être au prix d’un transfert de dose sur l’entourage du patient…

Comme on le voit, ce questionnement relève aussi du débat publique, et le réclamer ne signifie pas pour autant que nous « remettons en cause la médecine nucléaire »…

Au-delà de la réflexion nécessairement collective, il y a lieu de réglementer. En la matière, une explication de texte s’avère pour le moins nécessaire. On nous explique que les dispositions de l’arrêté du 30 octobre 1981 ne s’appliqueraient qu’à une partie restreinte des installations hospitalières. Pourtant l’article 8 [qui institue les cuves de stockage et la limite de rejet à 7 Bq/L] est placé sous le TITRE II intitulé « conditions communes exigées pour toutes les installations » (…dans lesquelles sont utilisées des radioéléments en sources non scellées). En tout état de cause, il est incohérent qu’un dispositif réglementaire régisse avec rigueur certains locaux et se montre en même temps tout à fait laxiste sur d’autres locaux de ces mêmes installations.

Des risques de déréglementation

Les mesures d’exemption s’inspirant de la Directive Euratom 96/29, et qui sont en passe d’être reprises dans les décrets à venir, risquent fort de contribuer à une déréglementation si l’on compare au système actuellement en vigueur. Ce système est bâti sur une gradation du contrôle fonction de l’activité détenue que l’on peut résumer ainsi (tableau 4) :

Tableau 4

Dispositif réglementaire actuel selon l’activité
détenue
Situation qui échappe à un contrôle réel
Procédure d’Autorisation CIREA
Procédure ICPE régime de Déclaration
Procédure ICPE régime d’Autorisation
Procédure d’Autorisation INB

Dans le projet de décret « population », la procédure d’Autorisation [CIREA/OPRI] se confond avec la procédure de Déclaration à partir de valeurs limites (Tableau A – annexe II). La 2ème colonne du tableau ci-dessus disparaît donc de fait.

En clair, pour illustration, si l’on prend l’exemple de quelques radionucléides très présents dans les secteurs recherche et hôpitaux (laboratoires), les situations comparatives sont les suivantes :

 Tableau 5
Exemples de valeurs limites (activité totale détenue) pour quelques radionucléides (en sources non scellées) selon la nature du dispositif

 

 

Tritium
P32
P33
I125
I129
Limite pour l’application
du décret n° 86-1103 impliquant la procédure d’autorisation
CIREA
5 MBq
0,5 MBq
0,5 MBq
0,05 MBq
5 MBq
Limite pour la déclaration
ICPE (rubrique 1710)
370 MBq
37 MBq
37 MBq
37 MBq
370 MBq
Limite [12] proposée
par la Directive n°96/29 et reprise par le projet de décret
« population »
1000 MBq
0,1 MBq
100 MBq
1 MBq
0,1 MBq

 

 

 

 

 

Coefficient de dose efficace
engagée [13] (en nSv/Bq)
18.10-3
2,4
0,24
15
110
L.A.I. [14] (ingestion)
en Bq
3.109
2.107
2.108
1.106
0,2.106

Sur le 1er exemple cité, celui du tritium, on constate un facteur 200 entre le dispositif actuel et la proposition de la Directive européenne. Retenir la valeur de la Directive serait donc un net retour en arrière. Concrètement, cela signifie que nombre de laboratoires  utilisant moins de 1 GBq de tritium pourraient donc échapper à tout dispositif réglementaire et par conséquent à tout contrôle (alors que cette frontière est actuellement fixée à 5 MBq). Fait d’autant plus grave, que ces établissements mettent en œuvre du tritium sous forme de molécules marquées et les utilisateurs, en l’absence de données réglementaires, font comme s’il s’agissait de tritium libre qui  est manipulé. Il serait donc en outre utile que la réglementation relative au dispositif de déclaration/autorisation prenne en compte cette distinction tritium libre / molécules tritiées [15].

A l’instar du Tritium, on observe  avec le 33P ce même facteur 200 entre le dispositif actuel et la proposition de la Directive européenne. L’exemple du couple 32P/33P (tableau 5 – colonnes 2-3) est également présenté pour illustrer la nécessité de prendre les valeurs de la directive avec précaution. Pour ces 2 isotopes bêta de courte période, il y a un facteur 1000 entre leur valeur d’exemption alors que les coefficients de dose engagée, proposés par cette même directive, ne s’écartent que d’un facteur 10. Comme les modes d’incorporation  de deux isotopes d’un même élément ne sont pas différents, cette discordance n’est pas compréhensible.

Enfin, mais cette fois à l’opposé, la directive propose à juste titre une valeur nettement plus restrictive pour ce qui concerne l’129I. Cette valeur est cohérente avec les coefficients de dose engagée des isotopes de l’iode, alors que le dispositif national en vigueur souffre d’une réelle discordance entre les valeurs limite (application du décret et déclaration) et les valeurs des L.A.I. propres aux isotopes de l’iode (tableau 5 – colonnes 4-5).

De notre point de vue, les valeurs d’exemption de la Directive Euratom 96/29 peuvent être retenues dès lors qu’elles sont plus restrictives que le dispositif actuellement en vigueur ; lorsqu’elles sont plus laxistes, il convient de conserver celles de notre système actuel. La France a tout le loisir de faire mieux que le contenu de la Directive européenne.


Liens

Sur notre site

Autres sites

  • Le dossier de la revue contrôle n°143 dont est extrait l’article.

[1] Ouest France du 21 juillet 2001.

[2] A.F.P. du 24 juillet, France 3 des 25 et 26 juillet ; Libération du 8 août 2001…

[3] Commission Interministérielle des RadioEléments Artificiels.

[4] Cependant, au terme de leur utilisation, elles deviennent un réel problème environnemental puisqu’elles constituent alors des déchets radioactifs.

[5] Données année 2000 – source CIREA.

[6] Des sources scellées sont bien évidemment également détenues au sein des hôpitaux ; sur ce point, on se reportera à l’article de G. KALIFA dans ce même numéro de Contrôle.

[7] Valeur-guide fixée par la récente circulaire DGS/2001-323 du 09 juillet dernier.

[8] L’ACROnique du nucléaire n° 53 ? 2ème trimestre 2001 ; Rapport disponible en ligne ici.

[9] Conditions Particulières d’Autorisation instaurées par la CIREA en mars 1990.

[10] Dans le cas de l’Université prise en exemple, par une politique volontaire d’information des utilisateurs, il a été possible de réduire par un facteur 3 les activités réceptionnées en 14C en l’espace de quelques années.

[11] L’acquisition d’une source de 37 MBq de 3H peut être de l’ordre de 2000 F ; alors que son élimination (sous forme de déchets liquides) sera de l’ordre de 5000 F si elle est opérée selon la voie réglementaire…

[12] Valeurs d’exemption – art. 3 alinéa 2 – tableau A de l’annexe I.

[13] Directive n°96/29 ? annexe III ; tableau C: Valeurs pour les travailleurs ? voie ingestion.

[14] Décret n° 86-1103 ? annexe IV (valeurs pour les travailleurs ? voie ingestion).

[15] Les fiches radiotoxicologiques publiées par l’INRS et l’OPRI suggèrent un “ facteur d’abaissement” de 50 (il ne s’agit que de recommandations…).

Ancien lien

Enquêtes publiques au Centre de retraitement de la Hague : commentaires de l’ACRO

Rapport complet

Extrait de l’ACROnique du nucléaire n°49, juin 2000


La Cogéma a fait une demande d’autorisation de modification de ses usines de retraitement de La Hague qui a été soumise à enquête publique du 2 février au 17 mai 2000. L’ACRO a remis un rapport avec ses commentaires dont nous reprenons ici l’introduction et les conclusions. Le rapport complet a été publié dans l’ACROnique du nucléaire n°49 de juin 2000 ou peut être directement téléchargé au format pdf.


 

Introduction

Devant faire face à une baisse de ses commandes, la COGEMA souhaite augmenter la capacité de retraitement de ses deux usines afin de pouvoir en fermer une momentanément si nécessaire. Elle demande aussi à être autorisée à retraiter des combustibles plus irradiés, combustibles MOx ou provenant de réacteurs de recherche (MTR). La demande formulée par l’exploitant pourra surprendre car il ne s’agit pas, de façon spécifique, d’une nouvelle demande d’autorisation de rejet, en vertu du décret de 1995, mais bien d’une demande de modification de l’arrêté du 12 mai 1981 visant à étendre le fonctionnement actuel des installations (INB 116-117-118) et, tout particulièrement, à autoriser le retraitement de nouveau combustibles dont les caractéristiques sont éloignées de celle pour lesquelles ces installations ont été conçues. Ces demandes doivent être accompagnées d’une étude de danger et d’impact environnemental de ces nouvelles activités. En outre, le gouvernement a affirmé vouloir réduire autoritairement les autorisations de rejet à l’issue des enquêtes publiques. Nous allons donc donner aussi notre avis sur le sujet.

L’ACRO a participé pendant deux ans au travaux du Groupe Radioécologie du Comité Nord Cotentin (GRNC dans la suite), ce qui lui permet d’avoir un regard critique sur le dossier d’impact déposé par l’exploitant. L’étude de danger soumise à enquête est très maigre et peu détaillée ; elle repose sur un rapport préliminaire de sûreté auquel nous n’avons malheureusement pas accès. Ce fait rend l’examen critique plus difficile.

Les principes de radioprotection de la publication n°60 de la CIPR, qui ont été repris par la législation européenne concernant l’exposition des travailleurs et de la population sont :

  1. Le principe de justification : une pratique induisant une exposition aux rayonnements ionisants n’est acceptable que si elle procure un bénéfice aux personnes exposées ou à la société ;
  2. Le principe d’optimisation : si cette pratique est justifiée, le détriment subit doit être aussi faible que possible ;
  3. Le principe de limitation de dose et de risque : l’ensemble des doses reçues par les individus doit conduire à un risque inférieur aux limites jugées comme socialement acceptables.

C’est au regard de ces trois principes que nous avons étudié les dossiers d’enquête publique déposés par COGEMA.

Au risque radiologique s’ajoute le problème des rejets chimiques qui fait l’objet d’un chapitre particulier.

[…]

En résumé et conclusion

Nous pensons que l’étude de danger devrait être plus détaillée, comporter des développements relatifs à divers scénarios d’accidents envisageables et tenir compte des effets combinés des modifications demandées par l’exploitant. Par ailleurs, bien que cette pratique (retraitement de nouveaux combustibles et matières) nous apparaisse non justifiée, si l’autorisation était donnée, il nous semble nécessaire d’imposer des limites précises aux quantités totales et relatives de combustibles MOx et MTR retraitées. Nous demandons que le retraitement des nouveaux combustibles soit justifié, conformément à la directive européenne.

L’article 6.2 de la directive EURATOM stipule : ” La justification des catégories ou types de pratiques existants peut faire l’objet d’une révision chaque fois que des connaissances nouvelles et importantes concernant leur efficacité ou leur conséquences sont acquises “. Nous estimons que le travail fait par le GRNC constitue une connaissance nouvelle des conséquences du retraitement. Nous demandons par conséquent que le retraitement des combustibles irradiés soit justifié, conformément à la directive européenne.

Concernant les rejets nominaux, il apparaît que la marge (différence nominal – réel) dont l’exploitant souhaite disposer est tout à fait conséquente. Compte tenu, d’une part, du niveau actuel très élevé des rejets des installations de retraitement et, d’autre part, des projets développés ici qui contribueront à l’évidence à une augmentation de ces rejets, l’ACRO considère très clairement que l’acceptation des rejets nominaux irait à l’encontre de la convention OSPAR signée par la France. En outre, le projet présenté par COGEMA ne satisfait pas le principe d’optimisation de la directive européenne : il est tout à fait envisageable à l’exploitant de réduire d’avantage ses rejets.

Pour ce qui est de la réduction de l’impact sanitaire pour les populations voisines, la démonstration de l’exploitant n’est pas convaincante compte-tenu des projets exposés et de leurs conséquences en matière d’augmentation de rejets. Dans ce contexte, il doit être souligné que la valeur de 30 microSv retenue par COGEMA comme seuil d’impact sanitaire nul est en contradiction avec l’hypothèse de la “linéarité sans seuil” admise par les comités scientifiques internationaux (CIPR, BEIR…).

Le choix des groupes de référence retenus par l’exploitant est éminemment contestable. Tout particulièrement, COGEMA devrait, à l’instar du Comité radioécologie Nord-Cotentin, considérer que des pêcheurs exercent dans la zone des Huquets. Par ailleurs, les régimes alimentaires des groupes de référence choisi par la COGEMA ne permettent donc pas de s’assurer que toute la population est soumise à des doses inférieures aux chiffres annoncés.

Les éléments contestables de la partie du dossier consacrée aux rejets chimiques, ainsi que l’évolution des dispositions réglementaires, ne font que renforcer la nécessité d’une réelle étude d’impact suivie d’une enquête publique qui ont fait défaut de façon surprenante au début des années 80. Par conséquent, la position de l’exploitant, qui estime que la mise en oeuvre de ses demandes d’accroissement de la capacité de retraitement et l’élergissement de la gamme des produits à traiter, ne nécessiterait pas de réviser les rejets chimiques en mer, n’est pas acceptable. Pour l’ACRO, il est indiscutable, à la lecture du décret du 5 mai 1995 et de la Circulaire DSIN-FAR/SD4 n°40676/98 du 20 mai 1998, qu’une nouvelle demande d’autorisation airait dû être formulée par l’exploitant pour les raisons suivantes :

  • demande d’augmentation des rejets de TBP de 6,7 t/an à 10 t/an (soit bien plus de 10% d’augmentation…),
  • demande de rejets de nouveaux polluants chimiques (nitrites, soufre, mercure, cadmium…)
  • adjonction de nombreux radionucléïdes nouvellement identifiés par le GRNC (+53%).

En conclusion, l’ACRO demande :

  1. que les rapports de sûreté censés éclairer l’étude des dangers cessent d’être classés “confidentiels” et deviennent accessibles à la contre-expertise non institutionnelle et aux mouvements associatifs concernés par le sujet,
  2. que le principe de justification soit appliqué au retraitement et tout particulièrement aux pratiques nouvelles que l’exploitant souhaite mettre en oeuvre,
  3. que les autorités de l’Etat, comme elles s’y sont engagées publiquement, promulguent des autorisations de rejets liquides et gazeux clairement revues à la baisse,
  4. que les futures autorisations soient basées sur les niveaux de rejets réels actuels et non sur les rejets nominaux défendus par l’exploitant,
  5. que soient clairement réaffirmés les fondements de la Convention OSPAR visant à tendre vers les rejets zéro d’ici à 2020,
  6. que, dans cet objectif (Convention OSPAR), les autorisations de rejet ne soient attribuées que pour une période limitée (elles sont actuellement illimitées…) à l’instar de la situation anglaise où les autorisations pour Sellafield sont revues tous les 3 ans ; cette méthode permettrait d’assurer la planification de l’objectif à atteindre,
  7. que soit pérennisée l’existence d’un outil d’expertise indépendant permettant d’évaluer régulièrement l’impact de ces installations sur les populations du Nord-Cotentin,
  8. que l’action citoyenne et indépendante de contrôle de l’environnement en Nord Cotentin reçoive un soutien appuyé de la part des pouvoirs publics et des collectivités territoriales et locales marquant une volonté politique d’ouverture vers une démarche plurielle dans le domaine de la surveillance et du contrôle.

Ancien lien