Appel à s’opposer à l’augmentation des rejets radioactifs dans l’environnement

ACRO
138, rue de l’Eglise
14200 Hérouville St Clair
tél : 02 31 94 35 34
acro.eu.org
CREPAN
154, rue d’Authie
14000 Caen
tél : 023138 25 60
CRILAN
10, rte d’Etang Val
50 340 Les Pieux
tél : 0233 52 4559
Greenpeace
9, rue de l’Union
50100 Cherbourg
tél : 02 33 01 77 43

Version pdf avec une annexe technique

Communiqué de presse commun du 16 février 2010

 Les associations de protection de l’environnement participant à la CLI de la centrale de Flamanville se sont regroupées pour lancer un appel à s’opposer à l’augmentation des rejets en tritium de la centrale nucléaire.

En contradiction avec les engagements internationaux de la France et le principe constitutionnel de précaution, les autorités s’apprêtent à autoriser l’augmentation de rejets radioactifs des installations nucléaires pour un radioélément dont la radiotoxicité est revue à la hausse.

Le tritium, hydrogène radioactif, est presque entièrement rejeté dans l’environnement par les installations nucléaires. Réputé « peu radiotoxique », sa nocivité est revue à la hausse au niveau européen. Les autorités britanniques ont même franchi le pas en faisant leurs les conclusions d’un groupe d’experts qui préconisait de multiplier par deux cette radiotoxicité. Certains experts vont jusqu’à proposer un facteur cinq au vu de l’avancement des connaissances scientifiques.

En toute logique, les autorités devraient imposer aux exploitants du nucléaire de rechercher à réduire les rejets en tritium en réduisant les autorisations de rejet. Mais c’est l’inverse qui est en cours ! Et de façon conséquente.

Les associations réunies par ce communiqué demandent donc aux autorités de renoncer à toute augmentation des rejets en tritium et de s’engager avec les exploitants vers une démarche de diminution continuelle des rejets par les installations nucléaires de base (réacteurs et usines).

Une telle démarche est en cohérence avec,
1) – les accords de Sintra de la convention internationale OSPAR, ratifiée par la France le 29 décembre 1999, qui imposent que les concentrations en substances radioactives dans l’Atlantique Nord tendent vers zéro d’ici 2020.
2) – le principe de précaution inscrit dans la constitution française depuis 2004.

L’Association Nationale des CLI (ANCCLI), après avoir organisé un colloque pluraliste et écouté tous les points de vue est arrivée aux mêmes conclusions.

Nous défendons cette démarche de prudence dans toutes les structures de dialogue et concertation locale et nationales où nous siégeons. Malheureusement nous ne sommes pas entendus. Nous appelons donc les citoyens directement exposés aux rejets de faire connaître
leur désaccord par tous les moyens qu’ils jugeront utiles.

Ancien lien

Le tritium dans le Nord Cotentin

ACROnique du nucléaire n°85, juin 2009


Depuis 20 ans, l’ACRO s’est dotée de moyens de mesure pour contrôler les niveaux de tritium dans l’environnement des sites nucléaires du Nord Cotentin. Grâce à cette action de surveillance citoyenne, notre association a pu notamment alerter sur les fortes contaminations en tritium qui perdurent dans les nappes phréatiques situées sous le Centre de Stockage de la Manche et que l’on retrouve dans des exutoires du plateau de la Hague. Dans les eaux du littoral, les niveaux mesurés sont jusqu’à cent fois supérieurs aux niveaux naturels.
Cette préoccupation forte s’explique par le fait que l’industrie nucléaire produit des quantités très importantes de ce produit radioactif et parce qu’il est entièrement libéré dans l’environnement. Alors que la tendance va vers une augmentation des rejets de tritium dans l’environnement, des incertitudes demeurent sur son transfert dans la chaîne alimentaire et sur son niveau de radiotoxicité pour l’homme.

Des rejets en tritium en constante augmentation

Les rejets en tritium des installations nucléaires ont fortement augmenté ces dernières années.
Si l’on regarde l’évolution des rejets liquides des installations nucléaires sur les 15 dernières années (figure1), on constate que les rejets en tritium ont augmenté d’un facteur 3 alors que l’on note une tendance à la baisse en ce qui concerne les autres éléments radioactifs rejetés. Il s’agit, sur ce graphique, des rejets de l’ensemble de la filière électro-nucléaire (fabrication et enrichissement du combustible, exploitation des centrales, retraitement et recherche) des pays signataires de la convention OSPAR , regroupant les pays côtiers de l’Europe de l’ouest. A noter que les usines de retraitement (La Hague, pour la France et Sellafield pour la Grande Bretagne) sont les principaux contributeurs de ces rejets.

L’augmentation des rejets liquides en tritium est en totale contradiction avec les accords de Sintra, signés en juillet 1998 par les 15 gouvernements européens de la convention OSPAR, dont la France, qui stipule la volonté commune de réduire les rejets radioactifs en mer afin de parvenir à des teneurs dans l’environnement proches des niveaux naturels d’ici 2020.

Figure 1 : Evolution des rejets liquides des installations nucléaires des pays signataires de la convention OSPAR.

Figure 1 : Evolution des rejets liquides des installations nucléaires des pays signataires de la convention OSPAR.

Les sources de tritium dans La Hague

L’un des principaux contributeurs des rejets de tritium dans l’environnement du Nord Cotentin est l’usine de retraitement AREVA La Hague. Ses autorisations de rejets annuels pour le tritium sont de 18500 TBq (18500 milliers de milliards de Becquerels) pour les rejets liquides et de 150 TBq en ce qui concerne ses rejets gazeux.

Si l’on compare avec d’autres installations (figure 2), on constate que ses rejets liquides en tritium sont 200 fois plus importants que ceux produits par les deux réacteurs de la centrale de Flamanville, soit environ plus de 10 fois l’ensemble des rejets liquides du parc électronucléaire français. Les rejets gazeux des usines de retraitement sont, quant à eux, 30 fois plus importants que ceux de Flamanville, soit approximativement équivalents à l’ensemble des rejets des 58 réacteurs français. A titre de comparaison, les rejets d’autres installations, réputées pour émettre du tritium, sont également présentés sur le graphique, comme l’usine de retraitement britannique de Sellafield, le site CEA de Valduc et les prévisions de rejet de la future installation ITER, dédiée à la fusion nucléaire.

Figure 2 : comparaison des quantités de tritium rejetés

Figure 2 : comparaison des quantités de tritium rejetés

Intéressons-nous, maintenant, au deuxième gros contributeur d’émission de tritium dans l’environnement du Nord-cotentin que constitue la centrale nucléaire de Flamanville avec ses deux réacteurs de 1300 MWe. La figure 3 présente la chronologie de ses rejets liquides et gazeux sur les 22 dernières années.
Ses rejets gazeux en tritium oscillent autour de 2 TBq avec une tendance à la baisse, actuellement. Concernant les rejets liquides, on constate une importante augmentation depuis l’année 2000 qui amène la centrale à frôler son autorisation annuelle de 60 TBq ces dernières années.

Figure 3 : Evolution des rejets tritiés gazeux (haut) et liquides (bas) du CNPE de Flamanville de 1985 à 2008

Figure 3 : Evolution des rejets tritiés gazeux (haut) et liquides (bas) du CNPE de Flamanville de 1985 à 2008

Figure 3 : Evolution des rejets tritiés gazeux (haut) et liquides (bas) du CNPE de Flamanville de 1985 à 2008

Figure 3 : Evolution des rejets tritiés gazeux (haut) et liquides (bas) du CNPE de Flamanville de 1985 à 2008

Cette augmentation des rejets liquides est due à l’utilisation de nouveaux combustibles (dits GEMMES) plus enrichis et produisant d’avantage de tritium. Il est à noter que Flamanville, comme d’autres centrales en France, comme la centrale de Penly, a demandé une augmentation de ses autorisations de rejets en prévision de l’utilisation d’un nouveau combustible, dit à « Haut taux de combustion (HTC) » et de la mise en route du futur réacteur EPR.

Le Centre de Stockage de la Manche (CSM), exploité par l’ANDRA, qui jouxte le site AREVA, a été le premier centre de stockage de déchets radioactifs de faible et moyenne activité en France. Il n’a obtenu que tardivement une autorisation de rejet (arrêté du 10 janvier 2003), alors que, depuis son ouverture (en 1969), du tritium a été régulièrement relâché vers l’environnement.
Sur le site, le mode de gestion des eaux a évolué au cours des années. Actuellement, seules les eaux pluviales sont rejetées dans la rivière Sainte Hélène via le bassin d’orage commun avec le site AREVA. Les effluents à risques, issus du réseau de drainage des ouvrages du site, sont rejetés en mer via l’établissement AREVA. Deux autorisations encadrent les rejets : une limite maximale de 0,125 TBq basée sur le cumul des rejets annuels en ce qui concerne les rejets en mer et une limite en concentration moyenne hebdomadaire de 100 Bq/L et annuelle de 30 Bq/L en ce qui concerne les rejets dans la rivière Sainte Hélène.

Enfin, concernant l’arsenal militaire de Cherbourg où s’effectuent la construction et la maintenance des sous-marins à propulsion nucléaire, peu d’information est disponible. L’inventaire des rejets radioactifs réalisé par le Groupe radioécologie Nord cotentin (GRNC), à la fin des années 90, présente qualques valeurs de rejets annuels liquides concernant l’élément tritium, comprises entre 50 et 1800 MBq (1800 million de Becquerel) pour la période comprise entre 1993 et 1997.

Comment mesure t-on le tritium dans l’environnement ?

Le tritium est un isotope radioactif de l’hydrogène, il en possède donc les mêmes propriétés chimiques. Dans l’environnement, on peut le trouver sous la forme d’eau tritiée où l’atome de tritium remplace un atome d’hydrogène dans la molécule d’eau. C’est sous cette forme que le tritium est mesuré à l’ACRO par une méthode dite, directe, où son rayonnement bêta est mis en évidence à l’aide d’un compteur à scintillation liquide. On utilise pour cela un solvant que l’on mélange à l’échantillon d’eau, qui a la particularité de « scintiller », c’est-à-dire, d’émettre des photons lumineux lorsqu’il est traversé par les rayonnements bêta.
Mais de la même façon, l’atome de tritium peut également se lier à la matière organique en se substituant aux atomes d’hydrogène. Sa mesure est alors plus difficile puisqu’il est nécessaire de l’extraire de la molécule organique pour pouvoir le mesurer. C’est pourquoi, le tritium lié à la matière vivante n’est pas ou très peu suivi dans l’environnement. Pourtant des incertitudes demeurent sur son transfert dans la chaîne alimentaire. Des études britanniques montrent que, contrairement à ce qui est admis actuellement en France, le tritium rejeté dans l’environnement tendrait à s’accumuler dans la matière vivante.

La surveillance menée par l’ACRO

Depuis 20 ans, l’ACRO surveille le tritium dans les cours d’eau du plateau de La Hague, et depuis plus de 10 ans, sur l’ensemble du littoral normand et dans les principales rivières du bassin Seine Normandie.
Le suivi du littoral couvre environ 600 km de côtes avec 11 sites répartis de Granville à Dieppe, suivis deux fois par an, à l’occasion des grandes marées. En ce qui concerne les eaux douces, les principales rivières du bassin Seine Normandie sont concernées chaque semestre. Une attention plus poussée est portée sur les cours d’eau du plateau de la Hague où des prélèvements mensuels sont effectués le long des cours d’eau influencés par la présence des installations nucléaires, comme la Sainte Hélène, le Grand Bel et la rivière des Moulinets.
D’autres prélèvements sont réalisés au titre d’investigation, par exemple sur des eaux de résurgence, des puits chez des particuliers, des abreuvoirs ou même sur des eaux de pluie. Ces investigations permettent de compléter les mesures régulières.

Figure 4 : Localisation des sites de prélèvement le long du littoral et des principaux cours d’eau du bassin Seine Normandie

Figure 4 : Localisation des sites de prélèvement le long du littoral et des principaux cours d’eau du bassin Seine Normandie

Concernant le suivi du tritium sur les côtes normandes, si l’on regarde les résultats sur les 3 dernières années (graphique présenté sur la figure 5 ci-dessous), on constate que les valeurs les plus importantes (de 11 à 16 Bq/L), se situent au niveau de la pointe de la Hague (site de la baie d’Ecalgrain), juste en face de la sortie de la canalisation en mer de l’usine AREVA. Les concentrations mesurées décroissent ensuite à mesure que l’on s’éloigne avec, au niveau de la Haute Normandie, une augmentation sensible des niveaux de tritium due aux rejets des deux centrales nucléaires situées à Paluel et Penly. A titre de comparaison les niveaux naturels dans l’eau de mer sont d’environ 0,2 Bq/L.

Figure 5 : synthèse des niveaux de tritium (minimum et maximum) mesurés le long du littoral normand de 2005 à 2007

Figure 5 : synthèse des niveaux de tritium (minimum et maximum) mesurés le long du littoral normand de 2005 à 2007

En ce qui concerne les principales rivières, aucune contamination en tritium n’est mise en évidence en dehors de la Seine, en aval de Nogent sur Seine, où le tritium est systématiquement mesuré avec des valeurs comprises entre 70 et 80 Bq/L, conséquences des rejets de la centrale nucléaire présente en ce lieu.

Figure 6 : niveaux de tritium (min et max) mesurés dans les principales rivères du bassin Seine Normandie de 2005 à 2007

Figure 6 : niveaux de tritium (min et max) mesurés dans les principales rivères du bassin Seine Normandie de 2005 à 2007

Intéressons nous maintenant aux résultats du suivi du plateau de La Hague. Pour commencer, regardons le suivi d’un lieu sensible puisqu’il s’agit de la rivière Sainte Hélène qui prend sa source sous les installations nucléaires d’AREVA et du Centre de Stockage de la Manche, constituant l’exutoire des rejets issus du bassin d’orage. On constate, en regardant les résultats du suivi (figure 7), que l’eau de la Sainte Hélène est marquée par le tritium de sa source jusqu’à 2km en aval, c’est-à-dire, quasiment sur toute sa longueur. Les niveaux oscillent de la source jusqu’à 400 mètres en aval de 60 à 250 Bq/L et de 70 à 150 Bq/L plus loin, à 2 km en aval. Les variations saisonnières sont généralement synchrones mais elles présentent parfois des niveaux en tritium plus importants en aval de la source. Il existe donc des contributions en tritium qui alimentent la rivière après sa source. En effet, des résurgences, analysées, révèlent des apports supplémentaires de tritium, confirmant la contamination des nappes phréatiques sous-jacentes.

Figure 7 : Suivi des niveaux de tritium dans la rivière sainte Hélène sur le plateau de la Hague.

Figure 7 : Suivi des niveaux de tritium dans la rivière sainte Hélène sur le plateau de la Hague.

La contamination des nappes phréatiques provient majoritairement des nombreux relâchements en tritium vers les aquifères du centre de stockage de 1976 à 1996, que l’exploitant évalue à 35 TBq (35 milliers de milliards de Becquerels) de tritium relâché ainsi dans les sous-sols, dont 5 TBq pour la seule année 1976. Ce tritium provenait en majeure partie d’un entreposage précaire de déchets tritiés. En 1986, l’ANDRA a mesuré jusqu’à 6 millions de becquerels par litre dans l’aquifère sous le centre, et mesure encore aujourd’hui des concentrations pouvant aller jusqu’à 180 000 Bq/L.
Dans le cadre d’une campagne menée par Greenpeace en 2006, de l’eau souterraine puisée en zone publique au nord du site a été mesurée par notre laboratoire à 20 600 Bq/L.

Cette situation est préoccupante car la pollution des nappes continue à dépasser largement les normes de potabilité définies par l’OMS (10 000 Bq/L) et le niveau d’intervention défini par l’Union Européenne (100 Bq/L). La surveillance des nappes phréatiques reste un enjeu majeur et on peut regretter que l’accès aux puits de contrôle soit réservé au seul exploitant. Les sous-sols relèvent bien pourtant du domaine public…

Maintenant, si l’on considère comme anciens les relâchements en tritium et autres incidents, on devrait s’attendre à une amélioration de la situation radiologique de l’environnement. Ce qui n’est pas le cas. Si l’on regarde les niveaux mesurés dans la rivière le Grand Bel, depuis 10 ans, on constate une stagnation des concentrations en tritium autour de 700 Bq/L au niveau de sa source et autour de 200 Bq/L plus loin à un kilomètre en aval (voir figure 8). Le Grand Bel, prend sa source à quelques centaines de mètres au nord du CSM et c’est un affluent de la Sainte Hélène. La contamination quasi stable, au cours du temps, des eaux de cette rivière va à l’encontre de ce que l’on devrait attendre. En effet, comme tout élément radioactif, le tritium s’élimine en fonction de sa période physique, appelée aussi demi-vie. Celle-ci est de 12,3 ans pour le tritium, c’est-à-dire qu’après ce délai la moitié de sa quantité initiale doit avoir disparu. Or on voit bien que cela n’est pas le cas ici et on peut donc soupçonner un apport régulier en tritium vers la nappe phréatique.

Figure 8 : Evolution des concentrations en tritium des eaux de la rivière du Grand Bel de 1999 à 2007

Figure 8 : Evolution des concentrations en tritium des eaux de la rivière du Grand Bel de 1999 à 2007

Ancien lien

Résultats de la surveillance du littoral et des rivières normands 2005

ACROnique du nucléaire n°76, mars 2007

RESULTATS 2005 DE LA SURVEILLANCE DES NIVEAUX DE LA RADIOACTIVITE ARTIFICIELLE D’ECOSYSTEMES AQUATIQUES APPARTENANT AU BASSIN SEINE-NORMANDIE

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

Surveillance citoyenne de la radioactivité en Normandie

Synthèse des résultats d’analyse gamma du premier semestre 2004 du Réseau cItoyen de Veille, d’Information et d’Evaluation RadioEcologique (RIVIERE)
ACROnique du nucléaire n°72, mars 2006


Préambuleriviere04
Les résultats présentés par la suite s’inscrivent dans la continuité de précédentes évaluations réalisées depuis 1997 à l’échelle du bassin Seine-Normandie et depuis 1988 dans la région de la Hague. Le but de ce travail est de renseigner sur l’état du milieu aquatique naturel par rapport à la pression qu’exercent l’industrie nucléaire civile et militaire mais également (et plus largement) les utilisateurs de radioactivité. Limitée à l’analyse des radionucléides émetteurs gamma comme le césium-137, l’évaluation concerne les eaux marines du littoral normand (entre Cancale et le Tréport), les principaux cours d’eau qui les alimentent comme la Seine ou l’Orne et enfin les écosystèmes aquatiques (influencés ou susceptibles de l’être) dans la région de la Hague, non loin des usines de retraitement et du centre de stockage de déchets nucléaires (CSM).

Il est nécessaire de bien mesurer la portée de ce travail. Il s’agit avant tout de veille environnementale et non sanitaire. Le travail n’est pas structuré pour répondre sur le plan de la santé même si des éléments d’information peuvent être retirés pour alimenter une telle réflexion, notamment à travers l’analyse des mollusques. Après quoi, ce suivi n’est pas exercé dans l’absolu, c’est-à-dire avec pour objectif d’analyser toutes les contributions possibles et leur répercussions sur l’ensemble des compartiments de l’environnement, quelque soit l’échelle de temps et d’espace. Des polluents majeurs comme les isotopes du plutonium ou le carbone-14 ne sont pas recherchés faute de moyens. Enfin, on cherche à obtenir une vue générale de la pression exercée par les activités humaines et plus particulièrement à connaître la tendance des niveaux de la radioactivité : est-on dans une phase d’augmentation ou pas ?

La méthodologie choisie s’appuie sur l’expérience du laboratoire dans ce domaine, plus d’une quinzaine d’années, et sur les pratiques usuelles d’organismes d’expertises (comme l’IRSN). Par ailleurs, les normes existantes (particulièrement celles de la série M60-780) sont mises à profit.

D’une manière générale, l’approche consiste à effectuer des prélèvements in situ d’échantillons (indicateurs) biologiques et inertes pour rendre compte de la qualité du milieu aquatique ; aucune analyse des eaux n’est donc réalisée. Les échantillons collectés subissent traitement et analyse au laboratoire pour in fine, révéler les radionucléides émettant un rayonnement gamma, qu’ils aient une origine naturelle ou artificielle. Mais par la suite, seuls les résultats concernant la radioactivité artificielle sont présentés.

Les indicateurs de l’environnement utilisés pour réaliser ce suivi sont de nature différente. En milieu marin, l’algue brune appartenant à l’espèce Fucus serratus (varech commun) et le mollusque du genre Patella sp. (bernique ou patelle) constituent les bioindicateurs systématiquement prélevés en plus des vases collectées dans les avants ports. En milieu aquatique terrestre ou dulcicole, ce sont les mousses aquatiques du genre Fontinalis sp. (mousses des fontaines) qui sont échantillonnées comme bioindicateurs en plus des sédiments.
Tous ces indicateurs, réputés de longue date pour ce genre d’évaluation, facilitent la détection des radioéléments et offrent l’avantage de couvrir un large spectre de polluants. Par ailleurs, de longues séries de résultats et de nombreux éléments de comparaison sont disponibles dans la littérature.

La fréquence des prélèvements dépend du lieu et de l’indicateur analysé. Dans les sédiments par exemple, l’analyse est annuelle en raison du délai de latence connu. A contrario, les analyses seront semestrielles dans les végétaux aquatiques comme les algues ou les mousses.

Résultats obtenus pour l’année 2004 dans les cours d’eau

Dans les environs des installations nucléaires de la Hague, comme à plus grande distance, c’est avant tout du césium-137(137Cs) qui est mis en évidence dans les cours d’eau. Hormis dans la Sainte-Hélène, cours d’eau connu pour être perturbé par les activités nucléaires, les concentrations mesurées en césium-137, de l’ordre de quelques becquerel par kilogramme de matière sèche (Bq/kg sec) sont comparables et témoignent des retombées antérieures et postérieures à l’accident de Tchernobyl, notamment des essais nucléaires atmosphériques des années 50-60. La variabilité des concentrations en césium-137 est essentiellement due à la texture même des sédiments ; la proportion de particules fines et la quantité de matière organique, facteurs influant, différent d’un lieu à l’autre.

Dans la région de la Hague, un excès de radioactivité artificielle est visible mais circonscrit uniquement à la Sainte-Hélène. Il transparaît d’abord dans le césium-137, lequel dépasse les niveaux usuels d’un facteur 10, puis dans la présence d’autres radioéléments comme le cobalt-60 (60Co) ou le ruthénium-rhodium 106 (106RuRh). On note également la présence d’iode-129 (129I). Ces polluants trouvent leur origine principalement dans les rejets gazeux des usines de retraitement présentes : retombés sur le sol des 300ha que comptent les usines, ces radioéléments sont ensuite entraînés avec les eaux de ruissellement dont l’un des exutoires est le cours d’eau Sainte-Hélène.

En aval de la centrale nucléaire de Nogent-sur-Seine, là encore il y a une légère augmentation de la radioactivité artificielle, circonscrite aux environs immédiats des réacteurs. Toutefois deux origines doivent être distinguées. Si le cobalt-58 (58Co) provient des rejets d’effluents liquides de la centrale, en revanche l’iode-131 (également présent dans d’autres cours d’eau très éloignés) traduit des contributions d’origine médicale (diagnostic ou thérapie ambulatoire).
Pour conclure, les niveaux mesurés sont voisins de ceux relevés lors des semestres précédents sauf dans le cas de l’iode-131. Ce radioélément artificiel introduit dans l’environnement principalement par les patients est à l’origine de situations radiologiques très contrastés d’un semestre à l’autre. Enfin, on peut signaler que les concentrations relevées autour des installations nucléaires de la Hague et de Nogent-sur-Seine ne sont pas les stigmates d’un incident passé mais la résultante de rejets en fonctionnement normal.

Sédiments du cours d’eau Ste-Hélène (Hague)
Date 20 mars 2004 20 mars 2004 23 juin 2004 26 juin 2004
Localisation La Brasserie
Station (code) ST10 ST12 STB ST10
Activité des radionucléides artificiels en Bq/kg sec
60Co 6,3 ± 2,0 < 0,5 < 0,6 3,3 ± 1,6
137Cs 55,6 ± 7,1 60,3 ± 7,1 48,0 ± 5,7 56,7 ± 7,1
241Am 4,3 ± 1,5 0,79 ± 0,44 < 1,1 < 2,5
Sédiments prélevés dans différents cours d’eau de La Hague
Date 26 juin 04 26 juin 04 26 juin 04 26 juin 04 26 juin 04 20 mars 04 20 mars 04 26 juin 04 26 juin 04 26 juin 04 26 juin 04
Ruisseau Les Landes Les Combes Les Roteures Herquemoulin Le Moulin Moulin Vaux La Vallace Les Delles Le Grand Bel La Vallace Vautier
Station (code) LAN COM ROT HER1 MP VAU VAL2 DEL GB21 VAL1 VAU
Activité des radionucléides artificiels en Bq/kg sec
60Co < 0,3 < 0,5 < 0,6 < 0,6 < 0,6 < 0,5 < 0,5 < 0,6 < 0,5 < 0,5 < 0,4
137Cs 4,9 ± 0,6 5,6 ± 0,8 4,5 ± 0,7 8,4 ± 1,1 7,8 ± 1,1 5,0 ± 0,7 3,6 ± 0,6 4,7 ± 0,7 2,0 ± 0,4 4,4 ± 0,7 3,4 ± 0,5
241Am < 0,5 < 0,9 < 1,1 < 1,0 < 1,2 < 1,0 < 1,0 < 1,2 < 1,0 < 1,0 < 0,7
Sédiments prélevés dans différents cours d’eau hors Hague
Date 16 mars 04 15 mars 04 15 mars 04 16 mars 04 27 mai 04 27 mai 04
Rivière La Sarthe La Touques La Risle L’Orne La Seine La Seine
Localisation aval Alençon (61) aval Lisieux (14) aval Brionne (76) aval Argentan (61) Nogent (10) Marnay (10)
Station (code) SAR TOU RIS ORN aval CNPE amont CNPE
Activité des radionucléides artificiels en Bq/kg sec
60Co < 0,4 < 0,5 < 0,6 < 0,5 < 1,9 < 0,4
137Cs 0,5 ± 0,2 1,7 ± 0,4 0,8 ± 0,3 1,1 ± 0,3 3,2 ± 1,0 0,6 ± 0,2
241Am < 0,8 < 0,9 < 0,9 < 0,8 < 1,5 < 0,6
Mousses aquatiques prélevées dans des cours d’eau influencés par des INB
Date 22 mars 04 22 mars 04 23 juin 04 27 mai 04
Rivière Ste
Hélène
La Seine
Localisation Déversoir (50) La Brasserie(50) La Brasserie Nogent (10) Marnay (10) Varennes (77)
Activité des radionucléides artificiels en Bq/kg sec
58Co < 4,6 < 4,2 < 6,0 18,2 ± 2,5 < 4,2 < 3,2
60Co < 5,0 11,5 ± 2,9 8,2 ± 3,8 < 2,0 < 3,9 < 2,9
106Ru-Rh 87 ± 45 < 81 < 120 < 33 < 72 < 53
129I identifié dans tous les échantillons non identifié
131I < 4,7 < 4,7 < 6,7 6,0 ± 1,3 4,6 ± 2,8 < 4,5
137Cs 18,6 ± 3,8 31,6 ± 4,9 18,9 ± 4,8 < 2,0 < 4,4 < 3,3
241Am < 5,5 6,3 ± 2,7 < 8,8 < 2,0 < 4,0 < 3,1
Mousses aquatiques prélevées dans des cours d’eau non influencés par des INB
Date 16 mars 04 15 mars 04 15 mars 04 7 avril 04
Rivière La Sarthe La Touques La Risle La Sienne La Sélune La Vire
Localisation aval Alençon (61) aval Lisieux (14) aval Brionne (76) aval Villedieu (50) aval St Hilaire (50) aval Vire (50)
Activité des radionucléides artificiels en Bq/kg sec
58Co < 4,7 < 3,0 < 3,7 < 5,5 < 4,8 < 4,3
60Co < 5,0 < 3,4 < 3,7 < 6,0 < 4,6 < 4,6
106Ru-Rh < 83 < 55 < 65 < 106 < 81 < 78
129I < 4,0 < 3,5 < 4,8 < 7,9 < 5,9 < 5,5
131I 277 ± 42 4,9 ± 2,0 < 6,2 < 5,7 < 5,0 < 5,1
137Cs < 4,7 < 3,6 < 3,9 < 6,7 < 5,1 < 4,9
241Am < 4 < 3,4 < 3,7 < 6,6 < 4,4 < 4,7

Résultats obtenus pour le premier semestre 2004 en milieu marin

Entre Granville et Saint-Valéry-en-Caux, soit le long de plus de 500 km de côtes, quatre radioéléments sont systématiquement détectés : cobalt-60, iode-129, césium-137 et américium-241. A proximité de l’émissaire de rejets en mer des usines de retraitement de la Hague, le niveau de la radioactivité artificielle augmente, notamment avec la présence de ruthénium-rhodium 106. Hormis pour le césium-137 dont une proportion plus ou moins importante provient des retombées antérieures et postérieures à l’accident de Tchernobyl, tous ces radioéléments trouvent leur origines dans les rejets en mer des usines cités ci-dessus.
La situation radiologique est très voisine de celle observée les semestres précédents. On peut donc parler d’état stationnaire, lequel, rappelons-le, s’est nettement amélioré au fil des années si on prend en référence la situation radiologique constatée au milieu des années 80. Soulignons également que l’impact des rejets des centrales nucléaires côtières n’est pas perceptible.

Algues brunes (fucus serratus) prélevées du 4 au 7 avril 2004
Lieu Granville (50) Carteret (50) Baie d’Ecalgrain (50) Fermanville (50) St Vaast la Houge (50) Port en Bessin (14) Fécamp (76) St Valéry en Caux (76)
Localisation plage plage plage plage port plage port plage
Activité
des radionucléides artificiels en Bq/kg sec
60Co 0,9 ± 0,4 1,5 ± 0,4 3,3 ± 0,6 1,5 ± 0,4 1,3 ± 0,4 1,0 ± 0,4 0,5 ± 0,3 1,2 ± 0,4
106Ru-Rh < 8,7 < 7,8 16,8 ± 4,7 < 7,9 < 8,4 < 8,2 < 8,4 < 8,3
129I identifié dans tous les échantillons, mais non quantifié
137Cs < 0,6 < 0,5 < 0,5 < 0,5 0,62 ± 0,27 < 0,5 < 0,6 < 0,6
Sédiments marins (vase) prélevés du 4 au 7 avril 2004
Lieu Granville (50) Carteret (50) Fermanville (50) St Vaast la Houge (50) Port en Bessin (14) La Havre (76) St Valéry en Caux (76)
Localisation port
Activité des radionucléides artificiels en Bq/kg sec
60Co 1,7 ± 0,4 2,8 ± 0,5 4,7 ± 0,9 1,1 ± 0,3 7,7 ± 1,1 3,3 ± 0,5 3,5 ± 0,6
106Ru-Rh < 11 < 7,4 < 15 < 7,8 < 9,0 < 4,7 < 7,6
129I non recherché
137Cs 1,6 ± 0,4 1,3 ± 0,3 2,1 ± 0,6 1,2 ± 0,3 8,0 ± 1,1 10,0 ± 1,2 4,8 ± 0,7
241Am 10,6 ± 5,3 1,1 ± 0,4 4,5 ± 1,1 1,2 ± 0,4 2,6 ± 0,6 1,0 ± 0,3 1,2 ± 0,4
Patelles prélevées du 4 au 7 avril 2004
Lieu Granville (50) Carteret (50) Baie d’Ecalgrain (50) Fermanville (50) Port en Bessin (14) St Valéry en Caux (76)
Localisation plage
Activité des radionucléides artificiels en Bq/kg sec
60Co < 0,6 0,86 ± 0,3 0,69 ± 0,33 1,3 ± 0,3 0,83 ± 0,39 < 0,5
106Ru-Rh < 7,9 < 7,8 12,7 ± 5,0 10,4 ± 3,5 < 11 < 8,3
110mAg < 0,5 < 0,5 < 0,5 < 0,4 < 0,6 < 0,5
129I non recherché
137Cs < 0,5 < 0,5 < 0,5 0,35 ± 0,19 0,77 ± 0,31 0,45 ± 0,24

Ancien lien

Surveillance radioécologique 2001-2003 de l’environnement marin du chantier de démantèlement de l’ancienne conduite de rejets en mer Cogéma-La Hague

Surveillance 2001-2003 de l’environnement marin du chantier de démantèlement de l’ancienne conduite de rejets en mer Cogéma-La Hague

Bilan radioécologique de l’environnement aquatique du bassin versant et de la rade de Brest

Bilan radioécologique de l’environnement aquatique du bassin versant et de la rade de Brest

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