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

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

Les radiations ionisantes

Texte écrit pour le Dictionnaire des risques (Armand Colin 2003 et 2007) et paru dans l’ACROnique du nucléaire n°64, mars 2004


Les radiations ionisantes correspondent à des rayonnements électromagnétiques ou particulaires possédant une énergie associée supérieure à 10 électron-volt (eV). En-dessous de cette valeur en énergie, les radiations sont dites « non ionisantes » et on y classe notamment les rayonnements ultra-violets ou encore les champs électromagnétiques de très basse fréquence. Ces derniers, bien que « non ionisants », ne sont pas pour autant dépourvus d’effets pathologiques chez l’homme ou l’animal.

Ce qualificatif de « ionisant » est important car il va désigner le mécanisme initiateur (à l’échelle moléculaire) qui sera à l’origine même de la toxicité de cette classe de radiations. Sur son parcours, une radiation créera en moyenne une paire d’ions pour un dépôt d’énergie de 33 eV. Ainsi, une particule alpha de 5,3 MeV (millions d’eV) générera plus de 150 000 paires d’ions sur un parcours de 40 µm dans les tissus. Si les radiations ionisantes se classent en fonction de leur nature, leur toxicité respective sera également une manière de les distinguer. De façon résumée, cette toxicité propre sera d’autant plus élevée que la densité d’ionisation produite sera grande.
Les radiations ionisantes agissent suivant deux voies d’action dont la contribution respective aux dégâts biologiques radio-induits restent l’objet d’un débat scientifique. D’une part, elles génèrent des cassures moléculaires (c’est l’effet direct), d’autre part, elles provoquent la radiolyse de l’eau (c’est l’effet indirect) conduisant à la formation de radicaux libres qui constituent des espèces moléculaires fortement toxiques.
La chronologie des événements qui surviennent consécutivement à une irradiation souligne une échelle de temps joignant les extrêmes. Le phénomène d’ionisation est quasi-instantané (10-15 sec), de même que la production de radicaux libres (10-9 sec) et les lésions sur le patrimoine génétique seront instaurées dans la seconde voire la minute qui suit l’irradiation. On comprend dès lors toute l’importance de la prévention mise en avant dans l’exercice de la radioprotection. Si ces lésions moléculaires peuvent être à la cause d’effets pathologiques visibles dans les jours et les semaines qui suivent (cas des fortes doses), elles seront aussi à l’origine d’effets tardifs pouvant survenir des années (voir plusieurs dizaines d’années) après l’exposition (en particulier la radio-cancérogénèse) ou encore dans la descendance (effets génétiques).

L’homme est exposé aux radiations selon différentes voies d’atteinte. Les rayonnements pénétrants issus de sources externes (corps radioactifs, appareils électriques accélérant des particules) sont les contributeurs d’une irradiation externe. Les substances radioactives présentes dans l’environnement (ou dispersées dans l’environnement par l’homme) participent à la contamination interne des personnes soit par inhalation (gaz, aérosols..), soit par ingestion au travers de la chaîne alimentaire (qui conduit souvent à des processus de re-concentration des toxiques).

L’origine des expositions aux radiations ionisantes peut être naturelle (cosmique et tellurique) ou artificielle (anthropologique).
Les sources d’exposition naturelle ainsi que les estimations de dose annuelle qui leur sont actuellement attribuées [1] sont présentées dans le tableau ci-dessous. On soulignera le rôle prépondérant du radon, un gaz radioactif (émetteur alpha) issu de la chaîne de l’uranium qui contribue pour plus de 50% à l’ensemble de cette exposition naturelle et qui pourrait constituer un problème de santé publique. Le Comité BEIR de l’Académie des Sciences US a récemment évalué entre 15.400 à 21.800 le nombre de cancers du poumon dû, chaque année au sein de la population américaine, au radon domestique [2]. Toujours selon l’Académie américaine, il représenterait la deuxième cause du cancer du poumon après le tabac. Les radiations cosmiques quant à elles ont fait l’objet de multiples investigations depuis le début des années 90. Leur débit de dose, faible au niveau du sol (0,03 µSv/h),peut être 150 à 200 fois plus élevé lors de vols intercontinentaux (5 µSv/h). Certaines études [3] ont pu mettre en évidence un excès d’anomalies chromosomiques caractéristiques de l’action des radiations. De fait, les personnels navigants devraient sans doute être considérés comme « personnels exposés » aux radiations ionisantes et classés comme les salariés du nucléaire.

Sources Dose moyenne
annuelle (mSv)
Domaine de
variation (mSv)

Exposition externe :

– rayonnement cosmique

– rayonnement tellurique

0,4

0,5

0,3 – 1,0

0,3 – 0,6

Exposition interne :

– inhalation (dont radon)

– ingestion

1,2

0,3

0,2 – 10

0,2 – 0,8

Total 2,4 1 – 10
[source : UNSCEAR, 2000]

Quant aux sources d’exposition artificielle, elles relèvent soit de l’exposition médicale (environ 1,2 mSv/an mais avec un domaine de variation très large) soit d’expositions d’origine industrielle ou militaire. En affirmant le principe de justification des actes radiologiques, la mise en application de la directive européenne 97-43 [4] devrait permettre de réduire les doses médicales, en particulier par la chasse aux examens inutiles qui perdurent encore trop souvent dans un milieu où la radioprotection a rarement été un souci majeur. Les essais nucléaires nombreux (945 explosions réalisées par les USA, 210 pour la France…) ont dispersé à la surface de la planète (principalement dans l’hémisphère nord) des quantités importantes de radioactivité qui, aujourd’hui encore, marquent notre environnement. Même s’ils détiennent chacun des activités très modestes comparativement à l’industrie nucléaire, on ne peut ignorer les nombreux « détenteurs » de sources radioactives utilisées en milieu hospitalier, dans les centres de recherche ou au sein de petites entreprises. En France, ils sont environ 5000 utilisateurs autorisés à détenir des sources scellées et non scellées. Des millions de sources radioactives sont ainsi dispersées dans le monde, dont plusieurs dizaines de milliers présentent de fortes activités (exprimées en terabecquerels, TBq). Régulièrement, des pertes, vols, actes de sabotage sont enregistrés. Plus grave, le trafic de ces matières s’est intensifié au cours des années 90 (il a doublé entre 1996 et 1999). De tels actes ont été confirmés dans plus de 40 pays, et ce n’est que la partie visible de l’iceberg. Depuis le 11 septembre 2001, la menace d’actes terroristes radiologiques (les « bombes sales »..) sont prises très au sérieux, y compris par la France où une circulaire (circulaire 800) est venue renforcer le dispositif en mai 2003. Le secteur de l’industrie nucléaire, avec son talon d’Achille que constituent les déchets nucléaires [voir Les déchets nucléaires], reste cependant l’objet principal des craintes exprimées par une large fraction de la population [5]. Issu du nucléaire militaire, il faut bien reconnaître que le principe de justification ne s’est jamais appliqué au programme nucléaire dont la France a fait son cheval de bataille. L’apparition de batteries lance-missiles Crotale déployées sur le plateau de la Hague (Nord Cotentin) en réponse aux attentats du 11 septembre a souligné brutalement l’extrême fragilité des systèmes de protection existants [6]. En matière de risques externes, la dimension de tels actes n’a jamais été prise en compte.

En regard de l’équation définissant le risque – le risque est égal au produit du danger potentiel par une probabilité d’occurrence d’un événement donné et par l’intensité des conséquences sanitaires et écologiques – le discours officiel ne s’est toujours porté que sur le second terme de l’équation (la probabilité d’occurrence) qu’il convenait de maintenir le plus faible au possible. La présentation des rapports de sûreté des installations nucléaires est de ce point de vue éclairant (pour certaines installations, l’exploitant est allé jusqu’à présenter le niveau de risque de chute d’un petit avion de tourisme en « probabilité d’impact par m2 » pour souligner son caractère « négligeable »). On est aujourd’hui légitimement en droit de se demander si la société n’a pas le devoir de refuser (pour elle-même et pour les générations futures) que s’érigent des installations industrielles présentant des niveaux de danger potentiel extrêmes et cela, indépendamment des estimations probabilistes présentées. Dans une certaine mesure, cette démarche rejoint une approche très actuelle en matière de maîtrise des risques industrielles qui vise à « réduire le danger à la source ».

La radioprotection. Dans l’année même (1896) qui suivi la découverte des Rayons X (1895) les premières règles pratiques de protection sont recommandées. Dès le tout début du siècle, les dangers de rayonnements ionisants deviennent de plus en plus apparents et des comités nationaux apparaissent en 1913 dans le but de les étudier. Le premier congrès international de radiologie (1925) reconnaît la nécessité d’évaluer et de limiter l’exposition aux radiations. Pour répondre à ce besoin, le Comité International de Protection contre les Rayons X et le Radium est créé en 1928 et il deviendra (en 1950) la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR). En 1934, les premières limites de dose sont instituées tout en considérant l’existence de seuils d’innocuité (reconnaissance des seuls effets déterministes). Mais en 1955, le concept de seuil est rejeté et les effets stochastiques considérés comme « irréversibles et cumulatifs » sont maintenant pris en compte. Durant les années 60 et 70, le débat autour de l’acceptabilité du risque conduira à l’élaboration du concept ALARA (maintenir les expositions à un niveau aussi faible que raisonnablement possible). Depuis, les recommandations de la CIPR conduiront à des réductions successives des limites de dose (en 1977 puis en 1990) d’abord pour les travailleurs mais aussi, et c’est nouveau, pour le public. Cette évolution est résumée dans le tableau ci-contre.

Année Travailleurs Public
1934 env. 600 mSv/an (0,2
roentgen/jour)
1938 env. 500 mSv/an (1
roentgen/semaine)
1951 env. 150 mSv/an (0,3
roentgen/semaine)
1959 (et
1977)
50 mSv/an 5 mSv/an
1990 20 mSv/an 1 mSv/an

Les travaux de la CIPR conduiront à l’élaboration de trois grands principes fondamentaux : le principe de justification (une pratique doit faire plus de bien que de mal), dont nous avons souligné le peu d’empressement à le mettre en application ; le principe d’optimisation de la radioprotection (qui s’appuie largement sur le concept ALARA) ; le principe de limitation des expositions (valeurs limites censées interdire l’apparition d’effets déterministes et limiter le plus possible l’induction d’effets stochastiques). Ces trois principes fondamentaux viennent d’être intégrés au Code de la Santé Publique pour la première fois en 2002, année qui sera marquée en France par une réorganisation importante du système de radioprotection et des dispositions réglementaires correspondantes.

Le débat autour de la radioprotection est également très animé. Il repose pour l’essentiel sur la nature de la relation dose / effet. Depuis la fin des années 80, les principales instances internationales admettent que cette relation est de type « linéaire et sans seuil ». L’enjeu est important car cela signifie que toute dose, même très faible, est susceptible de produire un effet (induction de cancers ou affection de la descendance) en terme probabiliste.
Pour autant, cette relation ne serait prouvée que dans un domaine de dose plus élevé que celui de la radioprotection (niveaux d’exposition des travailleurs ou du public) car elle est déduite presque exclusivement de l’analyse des données du suivi des survivants aux explosions nucléaires de Hiroshima et Nagasaki. La poursuite de l’étude après 1985 a permis, d’une part, d’observer que les cancers continuent à apparaître en excès plus de 40 ans après et, d’autre part, d’affiner la limite inférieure de cette relation étayée qui passe ainsi de 200 mSv à 50 mSv confortant l’hypothèse de la linéarité sans seuil.
Les modes d’exposition étant très différents entre les populations d’Hiroshima et Nagasaki (qui ont subi une dose forte et aiguë) et les populations vivant autour d’installations nucléaires (qui reçoivent des doses faibles et chroniques), le modèle de la CIPR fait l’objet de critiques fortes de la part de groupes scientifiques-citoyens [7]. De fait, au-delà des modèles toujours critiquables, de nombreuses questions restent en suspend : la susceptibilité génétique (non prise en compte dans la détermination du risque radio-induit), l’hétérogénéité dans la distribution de la dose, l’interaction avec d’autres agents toxiques de nature différente (la cancérogenèse correspond à un processus qui se déroule par étapes successives), l’induction de pathologies non cancéreuses, les maladies multi-factorielles…
A l’inverse, des partisans de l’existence d’un seuil d’innocuité (en particulier dans le sérail de l’Académie de médecine) ont fait pression sur la CIPR et les pouvoirs publics pour tenter de s’opposer à la mise en application de la réduction des limites de doses proposées par la CIPR en 1990 [8]. Là n’est d’ailleurs pas la seule inquiétude puisque ces mêmes auteurs affirment que la radioprotection « représente une activité essentiellement médicale » et qu’il « apparaît indispensable que la radioprotection soit supervisée par des médecins et autres professions de santé »… Le discours est étayé par l’existence des mécanismes de réparation des lésions de l’ADN et s’appuie sur un leitmotiv : l’absence de preuve.
Une démarche scientifique voudrait pourtant que l’on considère que l’absence de preuve d’une relation causale ne constitue pas pour autant la preuve de l’absence de cette même relation. Ainsi, il peut suffire que des développements scientifiques et technologiques permettent d’élaborer de nouveaux outils d’investigation apportant des réponses nouvelles. Et c’est peut-être ce qui est en passe d’apparaître ces dix dernières années à travers l’émergence de travaux originaux d’une part autour de l’instabilité génétique et, plus récemment, autour de l’effet bystander (ou effet non cible) [9]. Ce dernier mécanisme d’action mérite que l’on y prête attention car il remet en cause le dogme de la radiobiologie selon lequel l’induction d’effets retardés (cancers, anomalies dans la descendance) est le produit de l’action directe des radiations sur l’ADN contenu dans le noyau de la cellule. De fait, des anomalies moléculaires et cellulaires (caractéristiques de l’action des radiations) s’expriment dans des cellules non atteintes par des radiations mais simplement présentes au voisinage d’une cellule irradiée (parfois même par une seule particule alpha). De façon surprenante, ce phénomène ne semble pas s’exprimer avec des doses fortes mais uniquement dans le domaine des faibles doses (celles qui concernent la radioprotection) et les auteurs s’accordent à démontrer l’existence, à ce niveau, d’une relation dose / effet supra-linéaire suggérant que le risque radio-induit serait actuellement sous-estimé dans le domaine des faibles doses [10].
Enfin, très récemment [11], une équipe de recherche est parvenue à établir la formation de lésions radio-induites spécifiques sur l’ADN à des niveaux de doses 1000 fois inférieurs à ceux habituellement utilisés (de l’ordre du Gy) pour observer ces dégâts. Plus intéressant encore, les auteurs notent que plus ils réduisent les doses délivrées, moins ces lésions génomiques sont réparables.

Si tous ces travaux devaient se confirmer, la relation linéaire sans seuil dans le domaine des faibles doses cesserait d’être une hypothèse (issue de l’extrapolation proposée par la CIPR) pour devenir une donnée établie sur des faits expérimentaux et peut-être même sous-estimée. Beaucoup de choses seront alors à reconsidérer à commencer par les fondements même de la radioprotection.

Références :
1. UNSCEAR. Sources and effects of ionizing radiations. Vol. I, 2000.

2. National Academy of Sciences : Health Effects of Exposure to Radon: BEIR VI, Committee on Health Risks of Exposure to Radon (BEIR VI), 516 pages, 1999.

3. ROMANO Elena et al. Increase of chromosomal aberrations induced by ionizing radiations in peripheral blood lymphocytes of civil aviation pilots and crew members. Mutation Research, 9, 377, 89-93, 1997.

4. Directive 97/43 Euratom du Conseil de l’union européenne. Protection sanitaire des personnes contre les rayonnements ionisants lors d’expositions à des fins médicales. J.O.C.E., L180, 9 juillet 1997.

5. IPSN. Perception des risques et de la sécurité. Préventique – Sécurité, n° 62, mars-avril 2002.

6. La Manche Libre du 03 novembre 2002.

7. Recommendations of the ECRR (European Committee on Radiation Risk): The Health Effects of Ionising Radiation Exposure at Low Doses and Low Dose Rates for Radiation Protection Purposes: Regulators’ Edition, 2003.

8. Avis de l’Académie Nationale de Médecine. Energie nucléaire et santé. 22 juin 1999.

9. LITTLE John B. Radiation-induced genomic instability and bystander effects : implications for radiation protection. Radioprotection. 37, 3, 261-282, 2002.

10. ZHOU Hongning et al. Radiation risk to low fluences of a particles may be greater than we thought. Proceeding of National Academy of Sciences. 98, 25, 14410-14415, 2001.

11. ROTHKAMM Kai et al. Evidence for a lack of DNA double-strand break repair in human cells exposed to very low X-Ray doses. Proceeding of National Academy of Sciences. A paraître en 2003.


dicodico2Autres textes du dictionnaire des risques :

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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

La Hague, fille aînée du nucléaire

David Boilley, S!lence, janvier 2002, remis à jour le 27 mars 2002.


Presqu’île au bout de la presqu’île du Cotentin, La Hague est aujourd’hui plus connue pour ses installations nucléaires que pour la beauté de ses paysages. L’usine de retraitement des combustibles irradiés est la plus célèbre. Fleuron de la technologie nationale que nous exportons jusqu’au Japon, elle fait la fierté de la plupart des élus locaux qui sont aussi satisfaits par la manne financière qu’elle leur procure. Un centre de stockage de déchets radioactifs fermé depuis 1994, la jouxte. Pour le CEA, qui en a eu la tutelle durant toute sa phase active, « le site de la Manche, après vingt-cinq ans de bons et loyaux services, figure désormais comme une référence technique internationale dans le stockage des déchets »[1]. L’arsenal de Cherbourg, où sont fabriqués nos sous-marins nucléaires, n’a pas à rougir. En effet, la force océanique stratégique se voit confier la majeure partie des armes nucléaires stratégiques françaises. Depuis août 2000, Le Redoutable, qui a effectué sa dernière plongée en 1991, a commencé une nouvelle vie en étant le pôle d’attraction de la future cité de la mer de Cherbourg. Enfin, les deux réacteurs de Flamanville, à 20 km à vol d’oiseau vers le Sud viennent renchérir un département dont les deux tiers de la taxe professionnelle vient du nucléaire. Sans aucun doute, la région participe au rayonnement de la France dans le monde.

Arrières-pensées militaires

Le retraitement des combustibles irradiés pour en extraire du plutonium est une technologie militaire qui a été civilisée afin de la rendre acceptable et exportable. Pas un pays ne s’y est intéressé sans arrières-pensées militaires. En exportant cette technologie dans de nombreux pays, la France est au cœur du processus de prolifération [2]. « Pour palier une hypothétique défaillance de l’usine chimique d’extraction du plutonium [militaire] de Marcoule, il a été décidé de construire au Cap de La Hague une deuxième unité de traitement des combustibles irradiés ; elle servira d’usine de secours et permettra aussi d’y séparer une fraction du plutonium produit dans les réacteurs E.D.F. » [3]. La première usine de Marcoule est arrêtée depuis 1992 et est en cours de démantèlement. Il y a actuellement trois usines de retraitement à La Hague, dont une est quasiment arrêtée depuis 1994. Pour Robert Galley, à l’origine du choix de l’implantation, « le site de La Hague présentait une particularité unique en France […], s’il y avait un incendie […] 270° de vents portraient vers la mer » [4]. La population locale ne sera jamais consultée et les élus locaux avertis dans la nuit qui précède l’annonce à la presse [5]. Malheureusement pour l’exploitant, lors de l’incendie du silo en 1981, les radio-éléments ne se sont pas arrêtés au grillage de l’usine [6]. En février 1970, suite à une panne générale d’électricité dans le Nord-Cotentin, on a frôlé une catastrophe qui aurait pu avoir des conséquences bien au-delà de la Normandie. Mais même en fonctionnement normal, les rejets de l’usine ne sont pas sans inquiéter la population.

Le Centre Manche

Le Centre de Stockage de la Manche où sont entassés 527 000 m3 de déchets faiblement radioactifs est aussi une source d’inquiétudes [7]. Pour Christian Kernaonet, un ingénieur de l’ANDRA, Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs, maintenant à la retraite, la tranche n°1 doit être reprise car elle menace de s’effondrer : « Durant des années, on a entassé des milliers de fûts métalliques, comme ça, les uns sur les autres, sur une hauteur de dix à quinze mètres ! Pour que cela tienne, on les a maintenus avec une armature faite de blocs de béton et on a rajouté par dessus une couche de terre et d’argile. Assez rapidement, on s’est posé des questions, sans que cela filtre à l’extérieur. Dès 1974-1975, donc quatre ou cinq ans après avoir démarré, on a découvert qu’il y avait des effondrements. Parfois, à la suite d’un week-end où il avait beaucoup plu, on découvrait des affaissements d’un diamètre de sept-huit mètres et de quatre mètres de profondeur. Parfois plus… Logiquement des fûts s’étaient effondrés. D’autres avaient dû éclater sous le poids. [… Le problème, c’est qu’] on a contruit le site dans dalle et sans drainage, et juste au dessus de la nappe phréatique. Une vraie connerie ! » [8]. C’est donc pour « la sécurité des générations futures » qu’il s’est opposé à la fermeture du site : « En ressortant les fûts de la tranche 1, on se serait honoré d’avoir agi par précaution. Sans attendre qu’un groupe écolo quelconque nous fasse péter l’affaire à la figure ». La surveillance du site prévue par l’ANDRA repose essentiellement sur les eaux de percolation récupérées au niveau des drainages. Le problème, c’est que la tranche 1 n’a pas de drainage et les eaux de percolation vont directement dans la nappe phréatique. Si un problème sérieux est détecté aux exutoires, il sera trop tard ! De plus, les nappes phréatiques étant déjà fortement contaminées par les « incidents » passés, seul un incident majeur pourrait être détecté. Or, au nord du site, la contamination en tritium des eaux souterraines augmente continuellement sans que l’ANDRA ne fournisse aucune explication. Est-ce dû à un apport du Centre Manche ? La volonté de l’exploitant, des autorités et des responsables locaux est de laisser le Centre en l’état. A l’heure où la réversibilité des centres de stockages en profondeur est en débat, le Centre Manche fournit un intéressant cas d’étude. La décision de fermer est-elle réversible ? L’ACRO, Association pour le contrôle de la radioactivité dans l’Ouest, réclame en vain la création d’un groupe de travail ad hoc ouvert aux associations intéressées, incluant Monsieur Kernaonet, qui serait chargé d’étudier l’état de Centre Manche afin de faire des recommandations sur son avenir, puis de les soumettre à la population locale.

Depuis 1995, l’ANDRA tente d’obtenir la fermeture officielle du site et sans la vigilance des associations locales, les déchets seraient définitivement enterrés avec leurs problèmes. Il y a là près de 100 kg de plutonium et des tonnes de métaux lourds ! Lors d’une première enquête publique en 1995, l’ANDRA embauche Pierre Boiron comme expert pour servir d’interlocuteur au président de la commission d’enquête, Jean Pronost. Il se trouve que ce sont deux amis… Malheureusement pour eux, l’ACRO a montré, grâce à des documents internes reçus anonymement, que la réalité du Centre était très éloignée de ce qui était présenté dans le dossier soumis à enquête. Les autorités ont demandé à l’ANDRA de revoir sa copie et une nouvelle enquête publique a eu lieu en 2000. Le président de la nouvelle commission d’enquête était… Pierre Boiron ! Après une tentative de recours à l’amiable du CRILAN, infructueuse, les associations ont boycotté la procédure. Toute décision prise à l’issue de cette enquête est attaquable en justice car cette nomination viole la loi Bouchardeau sur les enquêtes publiques.

Des rejets sous surveillance ?

En 1994, les usines de retraitement ont rejeté en mer 8775 fois plus de radioactivité bêta-gamma (hors tritium) que les deux réacteurs voisins de Flamanville. Ces rejets marquent tout le littoral Normand et peuvent être suivis jusqu’en mer du Nord [9]. En terme d’impact sur la population locale, ce sont les rejets aériens qui dominent actuellement. Si certains radio-éléments comme le tritium (isotope de l’hydrogène) ou le krypton qui est un gaz rare, sont rejetés parce que difficiles à stocker, l’iode 129, quant à lui, est pratiquement entièrement rejeté dans l’environnement parce qu’il s’agirait de la meilleure façon de gérer ce déchet qui a une durée de vie de 17 millions d’années.

La compagnie sait-elle exactement ce qu’elle rejette ? Aussitôt informée de l’incident de rejet atmosphérique qui a eu lieu le 18 mai 2001 à l’usine COGEMA de la Hague, l’ACRO a effectué une campagne de prélèvements autour du site. Les résultats d’analyse ont mis en évidence une contamination importante de l’environnement en ruthénium rhodium 106, radioéléments artificiels, et ont conduit l’ACRO à interroger l’autorité de sûreté nucléaire (ASN) sur la validité du système de mesure des rejets aériens de la Cogéma. En effet, ses calculs montraient que la quantité de ruthénium-rhodium déposée sur l’herbe était largement supérieure à la quantité totale rejetée annoncée par l’exploitant. Une évaluation de cette quantité à l’aide d’un modèle de dispersion dans l’environnement l’avait conduit à estimer que la Cogéma avait rejeté probablement 1000 fois plus que ce qu’elle avait annoncé (14 000 MBq pour 11 MBq déclarés). Dans une lettre reçue à l’ACRO le 24 octobre 2001, l’ASN répond qu’en fonctionnement courant « ce facteur a dû être proche de trois pour la période 1999-2000 et de quatre-cent lors de l’incident » [10]. Un incident similaire qui a eu lieu le 31 octobre a permis à l’ACRO de montrer que le système de mesure de l’autre cheminée de rejet était également défaillant. Les relevés trimestriels publiés par l’exploitant ne font pas apparaître les contaminations anormalement élevées en ruthénium-rhodium détectées à l’issue des ces incidents. Par le passé, l’ACRO avait déjà épinglé la Cogéma sur sa « transparence » : en épluchant 5 années de publication de sa plaquette grand public, elle avait relevé 29 « erreurs » qui tendaient toutes à sous estimer la pollution [11]. Ce goût du secret en matière d’environnement peut cacher des lacunes plus graves : les mesures dans l’environnement du carbone 14 et de l’iode 129 rejetés en grande quantité par l’usine de la Hague ne datent respectivement que de 1996 et 1991. Pourtant ces deux radioéléments contribuent de façon significative à la dose subie par la population.

Le rôle de l’ACRO

Les rejets des installations nucléaires sont soumis à différents contrôles de la part de plusieurs organismes officiels et des exploitants eux-mêmes. L’intérêt de ces mesures de la radioactivité en matière de santé publique est évident. Pourtant, la population directement concernée n’est pratiquement pas informée des résultats de cette surveillance. Il est impossible à un citoyen d’obtenir des données exhaustives sur les mesures faites près de chez lui, tout ce qu’il peut espérer, ce sont des moyennes. C’est pourquoi, l’ACRO, depuis sa création après la catastrophe de Tchernobyl, effectue une surveillance citoyenne régulière de l’environnement local et s’engage à publier toutes ses données. L’association a dû subir de nombreuses pressions et des mises en cause publiques pouvant aller jusqu’au dépôt de plainte de la part des exploitants, mais après quinze ans de fonctionnement et de batailles, la fiabilité de son laboratoire d’analyse n’est plus remise en cause. C’est très important, car si les exploitants peuvent sous-estimer sans vergogne l’impact de leurs rejets, l’ACRO n’a pas le droit à l’erreur pour rester crédible. Le laboratoire est maintenant accrédité d’une qualification technique délivrée par le Ministère de la santé.

Gérer un laboratoire d’analyse fiable avec un personnel qualifié est très contraignant pour une association et cela coûte très cher. Les seuls dons ne suffisent pas et l’association doit trouver des partenaires, comme les agences de l’eau, des commissions locales d’information ou des collectivités territoriales qui financent certaines de ses études. Malgré tout, l’ACRO se dit indépendante car sans l’implication de nombreux bénévoles, elle ne pourrait pas exister. Le manque chronique de ressources peut parfois être dramatique pour l’association qui a failli mettre la clé sous la porte en septembre 2000. C’est pourquoi, le soutien financier et l’implication d’un plus grand nombre d’adhérents est indispensable à sa survie.

La Hague : danger zéro ?

La publication par le Professeur Viel d’études épidémiologiques mettant en évidence une augmentation du nombre de leucémies chez les jeunes vivant autour de l’usine de retraitement de La Hague et la relation significative avec la fréquentation des plages soit par les mères pendant leur grossesse (risque multiplié par 4,5) ou par les enfants eux-mêmes (risque multiplié par 2,9) a suscité une forte émotion dans la région [12]. Comme souvent, c’est le donneur d’alerte qui a été mis en cause plutôt que le pollueur. D’autres études sont venues conformer cette augmentation depuis [13]. Constitué de manière spontanée à la suite des travaux de Jean-François Viel, le collectif des Mères en Colère milite pour une information objective, transparente et indépendante. Elles tentent par tous les moyens, pétitions, manifestations et participation aux commissions officielles, d’établir un dialogue avec tous les représentants des industries concernées afin de réfléchir collectivement aux moyens de répondre aux inquiétudes sociales et environnementales suscitées par cette industrie qui fait vivre des milliers de familles et toute une région, au mépris des sentiments de rejet d’une frange de la population. Leurs interventions ont permis d’apporter une note d’humanité, de sensibilité et de réalisme dans un contexte où les décisions économiques et politiques sont prises par des hommes, en faisant abstraction de tous les problèmes environnementaux et psychologiques que peut entraîner une telle mono-industrie. Pour les Mères en Colère, le risque engendré par le retraitement n’est pas acceptable dans la mesure où il porte préjudice à l’environnement et à la santé de leurs enfants. Ce combat demande beaucoup d’énergie et d’abnégation, mais les échanges entre femmes ont permis d’exprimer une anxiété qui était latente dans beaucoup de foyers. Il y a un besoin de s’exprimer sur ce sujet tabou, alors qu’une sorte de loi du silence s’est instaurée au fil des années, imposée par des impératifs économiques. Le Collectif des Mères en Colère répond à cette attente des femmes qui vivent dans cette région en devenant leur porte-parole, ce qui impose de leur être fidèles.

La création, par les Ministres de l’environnement et de la santé, du comité Nord-Cotentin chargé de faire un bilan rétrospectif de 30 années de rejets dans l’environnement par les installations nucléaires de la région, constitue une avancée notable. L’ACRO, qui ne cesse de réclamer une transparence totale en matière d’environnement, n’avait d’autre choix que d’y participer activement. La première partie des travaux, publiée en 1999, est limitée aux seules leucémies et ne permet pas de lever le doute sur l’impact des rejets radioactifs et chimiques. Ce n’était pas sa mission [14]. Pour rassurer, la COGEMA a tenté de « lancer un concept nouveau : ” Le zéro impact pour la santé “, en agissant sur le niveau des rejets de nos activités » explique sa PDG. « Pour cela, nous retenons les critères des experts internationaux, en particulier ceux de la CIPR (Commission internationale de protection contre les rayonnements ionisants). Pour eux, à 30 microsieverts – unité qui mesure les conséquences biologiques de la radioactivité sur l’organisme – par personne et par an, il n’y a pas de risque pour la santé. »  Le problème, c’est que la CIPR a démenti : « Une telle affirmation serait en contradiction avec l’hypothèse de la publication n°60 et de nombreux autres rapports d’une relation linéaire et sans seuil entre la dose et les effets à faible dose. Mon impression est qu’il y a eu une incompréhension de la position de la CIPR. » [16] L’enjeu est grand, car si chaque radiation reçue a un impact, la législation impose que les pratiques entraînant une exposition aux rayonnements ionisants soit justifiées « par leurs avantages économiques, sociaux ou autres par rapport au détriment sanitaire qu’ils sont susceptibles de provoquer » [17].

Retraiter ou pas retraiter ?

Economiquement, la filière plutonium n’est pas rentable comme l’a montré le rapport du Commissariat au plan signé par le Haut-Commissaire à l’Energie Atomique [18]. Mais peu importe si le « recyclage » du plutonium peut avoir un intérêt écologique. L’Agence pour l’Energie Nucléaire de l’OCDE a montré que si l’on retraitait tous les combustibles irradiés et recyclait tout le plutonium extrait, on ferait une économie d’uranium de 21% [19]. Etant donnée la surproduction d’électricité nucléaire en France, il y a des moyens plus simples pour économiser les ressources de la planète ! Surtout que dans les faits, seuls les deux tiers du combustible usé qui sort des centrales françaises est retraité et seulement 50% environ du plutonium extrait a été « recyclé ». Quant à l’uranium, qui est aussi extrait lors du retraitement, le taux de « recyclage » est inférieur à 10%. [20]

Dénoncé depuis toujours par les associations écologistes, le retraitement fait partie des dogmes qui ont fait leur temps, même dans certains milieux nucléocrates. Au niveau international, il est aussi sur la sellette. La déclaration de Sintra (Portugal, 1998) de la réunion ministérielle de la convention OSPAR [21] engage les états signataires à faire en sorte que « les rejets, émissions et pertes de substances radioactives soient, d’ici l’an 2020, ramenés à des niveaux tels que, par rapport aux niveaux historiques, les concentrations additionnelles résultant desdits rejets, émissions et pertes soient proches de zéro. » Cette contrainte a conduit à la déclaration de Copenhague (Danemark, 2000) demandant la mise « en œuvre l’option ” non-retraitement ” (par exemple par entreposage à sec) pour la gestion des combustibles nucléaires usés dans des installations appropriées ». La France et la Grande-Bretagne, seuls pays concernés, se sont abstenus. Si ces deux pays s’accrochent au retraitement, c’est pour garder un savoir faire et une structure industrielle indispensables à long terme au niveau militaire. L’exception américaine avec arrêt du retraitement il y a 25 ans environ ne doit pas faire illusion : il est maintenant officiellement reconnu que la Grande-Bretagne a fourni 5,4 tonnes de plutonium aux Etats-Unis entre 1958 et 1979 en échange de tritium et d’uranium enrichi [22]. Se sont-ils aussi fourni ailleurs ? Le plan Bush sur l’énergie prévoit la relance du retraitement.

En commandant le 28 juillet 2000 un quatrième sous-marin nucléaire lanceur d’engins de nouvelle génération, Le Terrible, et surtout en développant un nouveau missile, le M51, aussi prévu pour 2008, la France viole le traité de non-prolifération dont l’article 6 stipule : « chacune des parties au traité s’engage à poursuivre de bonne foi des négociations sur des mesures efficaces relatives à la cessation de la course aux armements nucléaires à une date rapprochée et au désarmement nucléaire, et sur un traité de désarmement général et complet sous contrôle international strict et efficace ». Article, hélas, sans aucune échéance précise ni mesure contraignante. [23] Une campagne d’interpellation, « Dites NON au quatrième sous-marin nucléaire ! » a été lancée par le MAN, Stop-Essais et le Mouvement de la Paix [24].

La fermeture des usines de retraitement n’est pas sans créer de problèmes sociaux. La baisse de l’activité de l’usine est mise sur le dos des écologistes. L’accueil réservé à la tête de liste des verts aux élections européennes, qui a été obligé de passer sous les fourches caudines syndicales par la direction de l’usine, laisse présager le pire. Mais l’arrêt du retraitement ne signifie pas l’arrêt de l’activité, car les déchets nucléaires demeurent. En particulier, de grandes quantités doivent être reprises pour être conditionnées.

Non-retour à la case départ ?

Actuellement, la moitié de l’activité du centre de La Hague est destinée aux combustibles étrangers, avec pour principaux clients, l’Allemagne et le Japon, pays qui possèdent toute la technologie nécessaire à la fabrication de l’arme nucléaire. Au Japon, le plutonium de La Hague, « recyclé » sous forme de combustible MOx, attend dans les piscines de déchets nucléaires l’autorisation d’être « brûlé ». Tout un symbole… Mais verra-t-on un jour le retour de tous les déchets étrangers vers leur pays d’origine ? L’article 3 de la loi de décembre 1991 stipule que « le stockage en France de déchets radioactifs importés, même si leur retraitement a été effectué sur le territoire national, est interdit au-delà des délais techniques imposés par le retraitement ». En fait, cet article est déjà violé car on entrepose à la Hague des déchets technologiques faiblement ou moyennement radioactifs, issus du retraitement, qui auraient pu être renvoyés dans leur pays d’origine depuis longtemps. Sans parler des déchets des premiers contrats étrangers de la Cogema, pour lesquels il n’existe aucune clause de retour. A la place, la Cogema espère renvoyer 5 % de déchets vitrifiés supplémentaires, plus compacts, et garder les autres types, plus volumineux. Les quotas de radioactivité devraient être respectés, mais pas ceux de volume. BNFL, le concurrent britannique, offre déjà officiellement ce service… Un tri similaire a déjà commencé : sur le centre de stockage de la Manche, les déchets technologiques stockés sont dix fois plus volumineux que ceux en attente d’un renvoi éventuel [25].

En 1994, la loi allemande a changé, autorisant soit le retraitement soit l’enfouissement des combustibles irradiés. Les compagnies ont donc renégocié leurs contrats avec COGEMA et BNFL. Selon des experts proches des agences de sûreté nucléaire qui ont vu les contrats, les nouveaux termes autorisent ces compagnies à entreposer leur combustible irradié dans les usines de retraitement de La Hague et de Sellafield en Grande-Bretagne pendant 25 ans avant de décider si elles le feront retraiter ou non. Si elles ne le font pas retraiter, le combustible irradié sera rapatrié en Allemagne, des frais d’entreposages seront payés, mais aucune pénalité n’est prévue. Ces contrats concernent le combustible irradié produit jusqu’en 2005 avec une possible extension jusqu’en 2015 [26]. D’usine de retraitement, le site est en train de devenir un centre d’entreposage international, Cogéma allant jusqu’à accepter des déchets australiens pour lesquels elle n’a aucune autorisation de retraitement. La loi de 1991 ne contient malheureusement aucune sanction en cas d’infraction et n’a pas reçu de décrets d’application. L’ACRO condamne cette politique du fait accompli.

Avant même l’arrivée du combustible nucléaire australien, la Cogéma a assigné en référé Greenpeace devant le tribunal de grande instance de Cherbourg et demande de « faire interdire à Greenpeace ainsi qu’à toute personne se réclamant du mouvement Greenpeace de s’approcher à moins de 100 m des convois de combustible australien et ce sous astreinte de 500.000 F par infraction constatée ». Cette affaire montre le peu de cas que la compagnie fait de la liberté d’expression et de manifestation. Mais Greenpeace a retourné le référé en demandant à la Compagnie de prouver qu’elle avait bien l’autorisation de retraiter ces combustibles étrangers. S’en est suivi un bras de fer juridique où l’association a obtenu une interdiction du débarquement des déchets australiens. La Cogema a fait appel et a obtenu gain de cause auprès de la cour d’appel de Caen. Greenpeace a de nouveau déposé une assignation à jour fixe dans laquelle elle attaque la Cogema sur le fond du dossier. L’affaire est en cours. Mais ce sont surtout les actions spectaculaires de l’organisation qui ont permis que les médias s’intéressent à La Hague et qui marquent l’opinion. Ainsi à la même époque, à cause de la présence d’une poignée de militants de Greenpeace, le départ de combustibles MOx vers le Japon était accompagné d’un dispositif composé notamment de policiers du RAID, d’unités du Groupement d’intervention de la police nationale, d’un Elément Léger d’Intervention (ELI) de la gendarmerie mobile, des renseignements généraux, des commandos marine et d’une compagnie républicaine de sécurité (CRS). Malgré cela, le 19 janvier 2001, trois canots pneumatiques de l´organisation ont réussi à rentrer dans le port de Cherbourg, lâchant quatre plongeurs qui ont brandi des écriteaux dénonçant le MOx avant d´être appréhendés [27].

Au total, l’Allemagne doit encore rapatrier l’équivalent de 166 emballages de type “Castor” contenant des déchets hautement radioactifs, dont 127 en provenance de La Hague et 39 en provenance de Sellafield, selon le ministère de l’Environnement allemand. Sachant qu’un transport de déchet comprend en général six emballages Castor, il faudrait encore 14 ans, à raison de deux transports par an, pour rapatrier la totalité du stock de déchets allemands à l’étranger. A cela s’ajoutent les déchets faiblement et moyennement radioactifs oubliés par les autorités et la presse quand elles parlent du sujet. Malgré ces retours difficiles, la Cogéma espère accueillir une dizaine de convois de combustibles irradiés allemands par an. Le Réseau Sortir du Nucléaire dénonce à ce propos un marché de dupe. Aucun retour n’est prévu pour l’instant vers la Belgique, les Pays-Bas, la Suède…

Un régime de complaisance ?

Pendant l’été 2000, la France a accueilli dans la plus grande discrétion quatre transports de déchets nucléaires allemands vers La Hague. Il s’agit d’un stock de rebuts de MOx restant à l’usine d’Hanau (dans le Hesse), une usine de fabrication de Mox à l’arrêt depuis 1991. Suite à cette affaire, la Cogéma se retrouve assignée en référé par Didier Anger, conseiller régional Vert de Basse-Normandie et le CRILAN. Leur avocat s’appuie sur une lettre d’André-Claude Lacoste, directeur de la sûreté des installations nucléaires qui assure que “la Cogema n’est actuellement pas en possession d’une autorisation de traiter les lots d’assemblages en provenance de Hanau”. Mais lors de l’audience en référé, la compagnie a notamment insisté sur l’irrecevabilité du CRILAN en tant qu’association agréée pour se pourvoir en justice. Elle a été suivi par le tribunal, le comité n’ayant pas dans ses statuts l’autorisation de se pourvoir en justice pour ce cas précis. Didier Anger a lui aussi été débouté sur la forme. Le CRILAN a depuis changé ses statuts et peut se pourvoir en justice. Devant faire face à des manifestations violentes d’employés de la Cogéma, c’est sous protection policière que les représentants du CRILAN ont dû accéder au Tribunal lors de l’audience du 20 mars 2001 [28].

La création du CRILAN témoigne d’un désir d’une partie des habitants du Nord-Cotentin et d’ailleurs de lutter contre la nucléarisation forcenée de la presqu’île. L’association veille particulièrement à la légalité des décisions prises, au respect des lois et a entamé, pour ce faire, des luttes juridiques contre EDF, l’ANDRA et la Cogéma. En particulier, le 11 janvier 1999, elle a obtenu la mise en examen de la Cogéma pour mise en danger de la vie d’autrui. Les plaintes, déposées contre X en janvier 1994, portaient sur le non-retour des déchets étrangers. Mais le plus dure reste à faire, obtenir le débat en audience publique. La lutte juridique n’est pas une fin en soi, elle permet seulement de mettre en évidence que le nucléaire n’a jamais fait bon ménage avec l’état de droit [29].

Nucléaire et démocratie

Si le nucléaire est insoluble dans la démocratie, c’est particulièrement flagrant dans le Nord-Cotentin. Dans les années 1980 on doit à la CFDT, fortement impliquée dans les problèmes de société à cette époque, la vulgarisation à grande échelle des problèmes posés par l’ensemble de la filière [30]. Localement le syndicat du site de la Hague, majoritaire sur l’établissement, dénonce les conditions de travail dans les zones contaminées dans un film choc : “Condamnés à réussir” et informe les populations locales des incidents du site ayant un impact hors usine sur l’environnement. Cette époque est révolue et de nos jours, seules quelques associations militantes tentent d’organiser un débat public sur un sujet encore tabou. Lors de crises, elles deviennent les boucs-émissaires par lesquels le mal est arrivé. Et les industriels n’hésitent pas, par syndicats, associations complaisantes ou politiques interposés à jeter l’opprobe sur les contestataires. Pourtant, la contestation est légitime car contrairement aux risques naturels, les risques techno-scientifiques résultent de choix effectués par une poignée d’individus, alors que c’est l’ensemble de la population qui trinque en cas de problèmes. Toute crainte est qualifiée d’irrationnelle par les experts assermentés. A qui appartient la charge de la preuve ? Aux contestataires qui doivent prouver l’existence du risque ou à l’industrie et à l’administration qui doivent prouver et non affirmer l’absence de danger ? Et comment contester quand on a plus ou moins participé – ou profité comme parent d’un travailleur du nucléaire – à la construction ou au fonctionnement de la cage dans laquelle on est enfermé et que l’on est complice du mal qui peut toucher ses propres enfants ? En forçant le débat sur des questions excessivement complexes et en le portant sur la place publique, les associations citées font un travail héroïque. Pour certains militants locaux, sans elles, il ne serait pas possible de vivre dignement à La Hague [31].


[1] Le Commissariat à l’Energie Atomique, Découvertes Gallimard/CEA, 1995

[2] Lire à ce sujet Affaires atomiques, Dominique Lorentz, Les Arènes, 2001.

[3] L’aventure atomique, Bertrand Goldschmidt, Fayard, 1962. L’auteur a été un des dirigeants du CEA.

[4] In Atomes crochus, Rémi Mauger, FR3, 2000

[5] Lire La presqu’île au nucléaire, Françoise Zonabend, Odile Jacob, 1989

[6] Il faudra attendre 1999 pour qu’un bilan rétrospectif de l’impact cet accident soit réalisé et rendu public : Estimation des doses et du risque de leucémie associé, Groupe Radioécologie Nord-Cotentin, Rapport du groupe de travail n°4, Annexe 11, 1999. http://www.ipsn.fr/nord-cotentin

[7] Le C.S.M., Centre Sans Mémoire ?, hors série n°1 de l’ACROnique du nucléaire, décembre 1999. Entièrement consacré au Centre Manche.

[8] Toutes les citations sont extraites d’une interview à France-Soir du 17 avril 2000

[9] Voir Qualité radiologique des eaux marines et continentales du littoral normand, rapport d’étude ACRO/Agence de l’eau Seine-Normandie de juillet 1999 et l’ACROnique du nucléaire n°50, septembre 2000 (4 euros).

[10] Tous les détails de cette affaire sont ici.

[11] L’état de l’environnement dans la Hague, ACROnique du nucléaire n°28, mars 1995 et Silence n°197, novembre1995.

[12] Voir La santé publique atomisée, J.F. Viel, La Découverte, 1998.

[13] Rayonnements ionisants et santé : mesure des expositions à la radioactivité et surveillance des effets sur la santé, Alfred Spira et Odile Bouton, La Documentation Française, 1998 ; A-V Guizard et al, Journal of Epidemiology and Community Health n°55, juillet 2001.

[14] Travaux du groupe radio-écologie Nord-Cotentin : le doute subsiste sur les leucémies, ACROnique du nucléaire n°47, décembre 1999. L’intégralité de ces travaux est disponible auprès de l’IPSN ou en ligne http://www.ipsn.fr/nord-cotentin

[15] Interview de Anne de Lauvergeon, PDG de la COGEMA, dans Le Monde du 26 octobre 1999.

[16] Lire La Hague Danger zéro ?, David Boilley, Cahier de l’ACRO n°2, juin 2001.

[17] Directive EURATOM 96/29 publiée au JOCE n° L 159 du 29/06/1996 p. 0001 ? 0114 (à télécharger au format pdf). Cette directive aurait dû être traduite en droit français avant le 13 mai 2000.

[18] Etude économique prospective de la filière électrique nucléaire, rapport au gouvernement de J.M. Charpin, B. Dessus et R. Pellat, juillet 2000. Une synthèse et critique par B. Laponche a été publiée dans La Gazette nucléaire n°185/186 d’octobre 2000 (GSIEN, 2, rue François Villon, 91 400 Orsay, tél. : 01 60 10 03 49, fax. : 01 60 14 34 96).

[19] Les incidences radiologiques des options de gestion du combustible nucléaire usé, une étude comparative, AEN/OCDE, 2000. Les calculs de l’étude montrent que si la dose collective de la population vivant autour des mines et de ses travailleurs pourrait ainsi être réduite de 21%, c’est largement compensé par la dose reçue par la population vivant autour de l’usine de retraitement et ses travailleurs. Comme dans les faits seule une partie du plutonium est « recyclé », l’option retraitement est défavorable en terme de dose.

[20] Le recyclage des matières nucléaires : mythes et réalités, WISE Paris, mai 2000, http://www.wise-paris.org. (Télécharger le rapport au format pdf)

[21] Convention pour la protection du milieu marin de l’Atlantique du nord-est, http://www.ospar.org

[22] Plutonium and Aldermaston ? an historical account, UK Ministry of Defence (2000).

[23] La France et la prolifération nucléaire, les sous-marins nucléaires de nouvelle génération, Bruno Barrillot, observatoire des armes nucléaires françaises (Lyon) 2001, http://www.obsarm.org.
Voir aussi, Vers une quatrième génération d’armes nucléaires ?, David Boilley, ACROnique du nucléaire n°46, septembre 1999.

[24] MAN, 114 rue de Vaugirard, 75006 Paris, tél. 01 45 44 28 25, fax. 01 45 44 57 12, http://manco.free.fr/ ;
Stop Essais, 114 rue de Vaugirard, 75006 Paris ;
Mouvement de la Paix, 139 bd Victor Hugo, 93400 St Ouen, tél. 01 40 12 09 12, fax : 01 40 11 57 87, http://www.mvtpaix.org

[25] Ces déchets nucléaires dont on ne sait que faire, David Boilley, Le Monde Diplomatique, janvier 1998 et Manière de voir n°38, mars-avril 1998.

[26] Plutonium. Can Germany swear off?, Mark Hibbs, The Bulletin of the Atomic Scientists, mai/juin 2001.

[27] Lire Départs médiatiques et arrivées secrètes à l’usine Cogema de La Hague, extrait de la revue de presse de l’ACROnique du nucléaire n°53, juin 2001

[28] Ibidem

[29] Lire Nucléaire et état de droit n’ont jamais fait bon ménage…, Paulette Anger, l’ACROnique du nucléaire n°48, mars 2000.

[30] Voir le Dossier électronucléaire, Sciences, Points Seuil, éditions de 1975 et 1980.

[31] Lire à ce sujet les actes des troisièmes rencontres ACRO, nucléaire et démocratie, publiées dans l’ACROnique du nucléaire n°42, septembre 1998. En particulier, Est-il raisonnable d’avoir peur du nucléaire ?, par Yves Dupont et L’épidémiologie, entre science et pouvoir, par Jean-François Viel.

Ancien lien

Nouvelle fuite de ruthénium à l’usine de retraitement des combustibles nucléaire de La Hague : les mesures ACRO montrent que Cogéma sous-estime encore ses rejets

Communiqué de presse du 28 janvier 2002


Selon les communiqués de l’exploitant, Cogéma aurait rejeté environ 15 millions (15 MBq mesurés à la cheminée) ou au plus 219 millions de becquerels (219 MBq mesurés en sortie d’atelier) lors d’un incident survenu le 31 octobre 2001 à son usine de La Hague. Aussitôt l’incident connu, l’ACRO, a effectué une campagne de prélèvements autour du site. Les résultats d’analyse ont mis en évidence une contamination importante de l’environnement en ruthénium rhodium 106, radioéléments artificiels, qui s’étend au moins sur 300 ha. Le laboratoire a relevé des contaminations dépassant les 700 Bq/kg d’herbe fraîche dans un pâturage situé à 1 km environ de l’émissaire.

Ces niveaux de contamination sont incompatibles avec les quantités rejetées annoncées par l’exploitant. En effet, la reconstitution par l’ACRO de la quantité totale rejetée (terme source) lors de l’incident, à l’aide de la méthodologie retenue par le Groupe Radioécologie Nord-Cotentin, montre que le rejet aurait été de l’ordre de 10 milliards de becquerels (10 000 MBq) pour le seul couple ruthénium-rhodium. Cette valeur dépasse largement la future limite de rejet annuel (1 000 MBq).

Ce n’est pas la première fois qu’un tel désaccord apparaît. A la suite d’un incident similaire survenu le 18 mai 2001 dans l’autre unité de production, l’association avait déjà remis en cause les chiffres officiels et interrogé l’autorité de sûreté nucléaire sur la fiabilité du système de mesure des rejets aériens, même en fonctionnement normal.

Les craintes de l’ACRO ont depuis été confirmées par l’Autorité de sûreté. La cause serait un dépôt dans la canne de prélèvement du système de mesure à la cheminée de rejet. Devant l’impossibilité d’évaluer le terme source lors de ces incidents, l’exploitant et l’ASN proposent un terme source majorant qui correspond à la quantité mesurée en sortie d’atelier. Lors de l’incident du 18 mai, la mesure en sortie d’atelier aurait été 400 fois supérieure à celle effectuée à la cheminée (4 500 MBq contre 11 MBq). En fonctionnement de routine, les activités cumulées sur une année donneraient un facteur majorant compris entre 5 et 10 entre les deux points de mesure.

Lors de l’incident du 31 octobre 2001, la quantité rejetée mesurée à la cheminée par l’exploitant, est une fois de plus très en dessous de la réalité. Le système de mesure n’est donc pas fiable pour les deux cheminées et ne peut donc être retenu comme référence. La mesure en sortie d’atelier, supposée donner un résultat majorant, est aussi largement en-dessous du terme source reconstitué par l’ACRO à partir de ses résultats de mesure dans l’environnement.

L’association a donc interrogé l’autorité de sûreté nucléaire sur la fiabilité de la mesure en sortie d’atelier. Si la mesure se révélait correcte, c’est le modèle de diffusion atmosphérique qui sert de référence pour étudier l’impact des rejets aériens qu’il faudrait remettre en cause. En effet, c’est ce modèle que l’ACRO a utilisé pour faire ses calculs. Dans ce cas, c’est l’impact théorique pour de nombreux radioéléments rejetés par les cheminées qui a probablement été sous-estimé.

Les difficultés rencontrées par l’exploitant pour la mesure du ruthénium, nourrissent des interrogations concernant la fiabilité des résultats pour les autres radioéléments, notamment pour ceux classés comme aérosols. L’ACRO demande donc que l’impact des rejets aériens soit globalement réévalué.

Liens sur le site ACRO

  • Lire en ligne le résumé de la note technique du 21 janvier 2002.
  • Télécharger la note technique du 21 janvier 2002 détaillant les résultats d’analyse de l’ACRO ainsi que les calculs effectués.
  • Communiqué de presse ACRO du 31 juillet 2001 sur l’incident du 18 mai 2001, avec liens vers la note technique du 24 juillet 2001 et les réponses.

Réactions officielles

L’Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN) a, comme lors de l’incident du 18 mai, détecté le panache à Alençon, c’est à dire à 200 km à vol d’oiseau de l’émissaire. Dans un communiqué daté du 28 janvier 2002, l’IPSN confirme les inquiétudes de l’ACRO : « Dans les deux cas, l’activité du rejet estimée par Cogéma sur la base des mesures d’aérosols dans la cheminée de l’usine apparaît sous-évaluée par rapport aux constatations faites à la station d’Alençon. ». Et d’ajouter que, « l’IPSN mène, à la demande de la DSIN (Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires), des investigations sur les différences constatées entre les rejets estimés à partir des concentrations mesurées dans l’environnement et les activités mesurées dans les cheminées des usines. Compte tenu de la chimie complexe du ruthénium, ces investigations n’ont pas à ce jour débouché sur une explication satisfaisante. ».

Cogéma, en annonçant sur son site Internet que « l’amélioration du système de mesure du ruthénium gazeux est en cours », reconnaît implicitement qu’il était défaillant, même si elle n’y voit qu’une « une précision insuffisante de la mesure de radioactivité des rejets gazeux de ruthénium », reprenant ainsi la litote de l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN). La compagnie ajoute que « l’insuffisance de précision constatée sur les mesures est spécifique du ruthénium. Elle ne remet pas en cause la fiabilité des mesures réalisées par l’établissement sur les autres radioéléments. » Mais elle oublie de dire que de nombreux radioéléments ne sont pas détectés dans ses rejets aériens. Pour ce qui est du strontium 90, très radiotoxique, ses niveaux de rejet sont déterminés à partir de ceux du ruthénium…

S’il semble donc reconnu par tous que l’ACRO avait raison, la mesure du ruthénium à la cheminée est défaillante pour les deux usines de retraitement, les autres interrogations de l’ACRO ne font l’objet d’aucun commentaire de la part de l’IPSN et de la Cogéma.

L’ASN confirme que la mesure en sortie d’atelier, supposée majorante, est inférieure au terme source évalué à partir de modèle de dispersion atmosphérique et estime que « cet écart mérite à l’évidence d’être expliqué ».

La tâche en incombera à un nouveau groupe de travail du Groupe Radioécologie Nord-Cotentin qui a été créé pour répondre aux interrogations de l’ACRO suite à ce qui est devenu « l’affaire ruthénium ». Affaire à suivre…

Liens extérieurs

  • Premier communiqué de presse de l’ASN en date du 7 novembre 2001 sur l’incident du 31 octobre 2001.
  • L’IPSN a détecté les deux incidents ruthénium à Alençon, à 200 km à vol d’oiseau au Sud Est de La Hague. Résultats ici.
  • L’IPSN confirme que la mesure de la quantité rejetée à la cheminée de rejet n’est pas plausible, communiqué de presse du 28 janvier 2002.
  • Cogéma reconnait implicitement en annonçant une amélioration du son sytème de mesure, mais ne parle que de “précision insuffisante” sans conséquence, point presse du 28 janvier 2002.
  • L’ASN confirme les écarts constatés par l’ACRO et estime qu’ils méritent d’être expliqués, lettre à l’ACRO du 28 janvier 2002 pdf.
  • Site du Groupe Radioécologie Nord-Cotentin, ici.

Ancien lien

Note technique relative à l’incident du 31 octobre 2001 et aux retombées des incidents ruthénium survenus à Cogéma-La Hague en 2001

Note technique relative à l’incident du 31 octobre 2001 et aux retombées des incidents ruthénium survenus à Cogéma-La Hague en 2001

Note technique ACRO du 21 janvier 2002

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Résumé-Conclusion

Lors d’un incident qui eut lieu le 18 mai 2001, les mesures dans l’environnement effectuées par l’ACRO avaient conduit l’association à interroger l’Autorité de Sûreté sur la validité du système de mesure des rejets aériens de Cogéma-La Hague. En effet, nos calculs montraient que la quantité de ruthénium-rhodium 106 déposée sur l’herbe était largement supérieure à la quantité totale rejetée annoncée par l’exploitant. Une évaluation de cette quantité à l’aide d’un modèle de dispersion dans l’environnement nous avait conduit à estimer que la Cogéma avait rejeté probablement 1000 fois plus que ce qu’elle avait annoncé (14 000 MBq pour 11 MBq déclarés).

La cause en serait un dépôt dans la canne de prélèvement du système de mesure à la cheminée de rejet. Devant l’impossibilité d’évaluer le terme source lors de cet incident, l’exploitant et l’ASN proposent un terme source majorant qui correspond à la quantité mesurée en sortie d’atelier. Lors de l’incident du 18 mai, la mesure en sortie d’atelier aurait été 400 fois supérieure à celle effectuée à la cheminée (4 500 MBq contre 11 MBq). En fonctionnement de routine, les activités cumulées sur une année donneraient un facteur majorant compris entre 5 et 10 entre les deux points de mesure.

Lors de l’incident survenu le 31 octobre 2001, Cogéma-La Hague a annoncé avoir rejeté environ 15 MBq ou 219 MBq selon les communiqués ; l’exploitant ne semble pas savoir exactement ce qu’il a rejeté par ses cheminées. L’ACRO a de nouveau constaté en évidence une contamination de l’environnement en Ruthénium-Rhodium 106 sous le panache. Au total, dix échantillons d’herbe ont été collectés le 5 novembre en dix endroits différents, tous situés au sud-est de l’établissement sous les vents durant l’incident. Les mesures par spectrométrie gamma mettent en évidence la présence de 106Ru-106Rh à des niveaux variables, compris entre 24 et 726 Bq/kg frais. A l’instar des observations faites à la suite de l’incident ruthénium du 18 mai 2001, le pâturage R2 situé à environ1 km de la cheminée en direction du SSE présente la plus forte teneur. L’ordre de grandeur, plusieurs centaines de Bq/kg frais, est confirmé par des mesures de vérification effectués sur des prélèvements datés du 10 novembre. Cette contamination ne peut être imputée ni aux rejets de routine ni à une rémanence de l’incident du 18 mai. Ainsi on n’observe pas de différences notables en terme de répercussions sur l’environnement entre les deux incidents du 18 mai et du 31 octobre 2001 : les niveaux d’activité relevés au mois de novembre représentent en moyenne entre 67% et 78% de ceux mesurés en mai dernier.

Une fois de plus, lors de l’incident du 31 octobre 2001, la quantité de ruthénium-rhodium 106 déposée sur l’herbe dépasse largement le terme source mesuré à la cheminée, ce qui le rend peu plausible. Une reconstitution réaliste du terme source à l’aide du modèle de dispersion dans l’environnement nous donne une valeur 667 fois supérieure au terme source mesuré à la cheminée er 46 fois plus grande que le terme source majorant mesuré en sortie d’atelier annoncé (6 400 MBq pour 219 MBq déclarés). Ces résultats confirment que la mesure à la cheminée n’est pas fiable et qu’en conséquence, elle ne peut servir pour évaluer les quantités rejetées passées ou contemporaines. De plus, ces mêmes résultats nous conduisent à nous interroger sur la validité de la mesure en sortie d’atelier ou sur la validité des modèles de dispersion atmosphérique qui servent de référence aux études d’impact environnemental, voire sur les deux éventuellement.

Les modèles de diffusion atmosphérique utilisés par l’exploitant et l’IPSN sont très approximatifs du fait de la difficulté de faire une comparaison directe entre la contamination surfacique calculée et mesurée. L’analyse des deux « incidents ruthénium » du 18 mai et du 31 octobre 2001 montre que le terme source en sortie d’atelier, considéré comme majorant par l’exploitant, couplé au modèle de diffusion atmosphérique de référence ne permet pas d’expliquer les résultats de contamination relevée par l’ACRO. L’approche théorique sous-estime l’impact environnemental des rejets aériens. La sous-estimation est encore plus grave avec un terme source pris à la cheminée. En aucun cas, le dépôt découvert sur la canne de prélèvement ne peut à lui seul expliquer ce désaccord. Si la mesure en sortie d’atelier est fiable, les modèles de diffusion atmosphérique sous estiment probablement l’impact pour tous les radioéléments rejetés par les cheminées.

Liens sur le site ACRO

  • Note technique du 21 janvier 2002 complète au format pdf (1 Mo).
  • Communiqué de presse ACRO du 28 janvier 2002 sur les incidents ruthénium.
  • Communiqué de presse ACRO du 31 juillet 2001 sur l’incident du 18 mai 2001, avec liens vers la note technique du 24 juillet 2001 et les réponses.

Liens extérieurs

  • L’IPSN a détecté les deux incidents ruthénium à Alençon, à 200 km à vol d’oiseau au Sud Est de La Hague. Résultats ici.
  • Premier communiqué de presse de l’ASN en date du 7 novembre 2001 sur l’incident du 31 octobre 2001.
  • L’IPSN confirme que la mesure de la quantité rejetée à la cheminée de rejet n’est pas plausible, communiqué de presse du 28 janvier 2002.
  • Cogéma reconnait implicitement en annonçant une amélioration du son sytème de mesure, mais ne parle que de “précision insuffisante” sans conséquence, point presse du 28 janvier 2002.
  • L’ASN confirme les écarts constatés par l’ACRO et estime qu’ils méritent d’être expliqués, lettre à l’ACRO du 28 janvier 2002 au format pdf.

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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.


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  • 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…).

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Résultats d’analyse pour l’étude du GON, La reproduction des oiseaux marins de la Hague et du Nez-de-Jobourg : Recherche des causes du déclin

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