LES CONSÉQUENCES DES INSTALLATIONS DE STOCKAGE
DES DÉCHETS NUCLÉAIRES
SUR LA SANTÉ PUBLIQUE ET L’ENVIRONNEMENT
ANNEXES

ANNEXE 1 *

Auditions publiques relatives aux conclusions du rapport sur

" les conséquences des installations de stockage des déchets nucléaires sur la santé publique et l’environnement "

jeudi 10 février 2000 *

Annexe 2 : L’Accord de Sintra du 24 juillet 1998 *

Annexe 3 : Glossaire *

I. Radioactivité *

1. Activité et radionucléides *

2. Les différents types d’effets des rayonnements ionisants sur la santé *

3. Les différentes notions de doses *

3.1. La dose absorbée *

3.2. La dose absorbée à l’organe *

3.3. La dose équivalente dans un organe ou un tissu *

3.4. La dose équivalente engagée dans un organe ou un tissu *

3.5. Dose efficace et équivalent de dose efficace *

3.6. Dose efficace engagée (directive n° 96/29) *

3.7. Seuils de libération ou d’exemption *

3.8. Les notions de doses collectives et de détriment sanitaire *

3.9. Limites secondaires et dérivées (directive n° 80/836 qui sera abrogée le 13 mai 2000) *

3.10. Taux annuel d’exposition totale ajoutée *

4. Notions utilisées en épidémiologie *

II – Industrie nucléaire *

III – Démantèlement *

IV – La directive européenne n° 98/83/CE sur l’eau *

ANNEXE 4 : Eléments sur les radionucléides *

1. Chaînes de désintégration spontanée de divers radioéléments naturels *

2. Données sur les radionucléides *

 

ANNEXE 1

Auditions publiques relatives

aux conclusions du rapport sur

" les conséquences des installations de stockage des déchets nucléaires sur la santé publique et l’environnement "

jeudi 10 février 2000

 

• M. Henri REVOL, Sénateur, Président de l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques

• M. Jean-Yves Le DEAUT, Député, Premier Vice-Président de l’Office parlementaire

• Mme Michèle RIVASI, Députée de la Drôme

• M. Claude BIRRAUX, Député de Haute-Savoie

• M. Yves COCHET, Député du Val d’Oise, Vice-Président de l’Assemblée nationale

• M. Robert GALLEY, Député de l’Aube

• Cabinet du Premier ministre :

- Mme Bettina LAVILLE, Conseillère pour l’aménagement du territoire et l’environnement

• DSIN :

- M. André-Claude LACOSTE, Directeur de la sûreté des installations nucléaires

- M. A DENYS

- M. O. BRIGAUD

- M. J-L LACHAUME

- M. M. RICO

• DGS :

- M. William DAB, Directeur de cabinet du directeur général de la santé

- Mme DUCLOS

- Mme LANDEAU

- Mme ROUGY

- M. MAISON

• IVS :

- M. Michel JOUAN, Responsable du département santé-environnement

• OPRI :

- M. Jean-François LACRONIQUE, Président

- M. H. PASQUIER

M. VIDAL

M. LINDEN

M. DURAND

• CEA :

- M. Philippe GARDERET, Directeur de la stratégie et de l’évaluation

M. S. POULARD

M. B. SEVESTRE

M. N. CAMARCAT

M. A. LHOMME

M. M. LEGER

M. P. TREFOURET

• IPSN :

- Mme Michèle VIALA, Directrice déléguée à la sûreté des déchets

- M. J-F LECOMTE

- M. A. OUDIZ

- M. P. HUBERT

• EDF :

- M. Jean-Pierre BOURDIER, Directeur de l’environnement

- M. B. DUPRAZ

- M. GARCIER

- M. REYGROBELLET

- M. B. Le THIEC

• COGEMA :

- M. B. BARRÉ, Directeur de la recherche et du développement

M. J-P PFIFFELMANN

- M. P. PRADEL

- M. P. GERMAIN

- M. J-E SAULNIER

• ANDRA :

- M. Yves LE BARS, Président

M. Th. BUSUTTIL

M. D. JOUSSELIN

M. D. AUVERLOT

M. F. CHASTAGNER

M. M. DUTZER

 

 

• GSIEN :

- Mme Monique SENÉ

M. Raymond SENÉ

• CRII-RAD (Commission de recherche et d’information indépendante sur la radioactivité)

- M. Roland DESBORDES, Président

- Mme C. CASTAGNIER

• ACRO (Association pour le contrôle de la radioactivité dans l’Ouest):

  • M. Pierre BOILLEY

• GREENPEACE International

- M. Rémi PARMENTIER, directeur du département scientifique, économique et politique

 

Session 1 : la minimisation des rejets et des déchets des installations nucléaires

Présidence de M. Henri REVOL, Sénateur, Président de l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques

Henri REVOL

Président de l’Office parlementaire

Je vous remercie, au nom de l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques, d’avoir bien voulu accepter d’assister, soit comme intervenant, soit comme invité, à cette audition publique qu’organise aujourd’hui l’Office parlementaire.

L’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques est une délégation parlementaire originale, regroupant tout à la fois des représentants de l’Assemblée nationale et du Sénat – 16 députés, 16 sénateurs dans la formation actuelle de l’Office. Une récente proposition de loi a été adoptée pour en modifier légèrement la composition ; elle entrera en application au moment du renouvellement de l’Assemblée nationale, en 2002.

A l’instar des Commissions permanentes des Assemblées, cette délégation parlementaire est composée, selon la règle de la proportionnalité de la représentation, des différentes composantes politiques présentes dans les deux Assemblées. Afin de ne pas confondre son fonctionnement avec celui des Commissions de l’une ou l’autre Assemblée, la délégation relevant de l’Office parlementaire ne peut s’auto-saisir des études qu’elle entreprend. Elle est donc saisie par l’une ou l’autre des assemblées. C’est dans ce cadre que l’Assemblée nationale a saisi l’Office parlementaire du sujet suivant – les conséquences des installations de stockage des déchets nucléaires sur la santé publique et l’environnement. L’Office parlementaire a désigné ensuite Mme Rivasi, députée de la Drôme, membre de l’Office parlementaire, comme rapporteur de cette étude, laquelle a présenté, en première lecture, les conclusions de son rapport le 27 octobre 1999. L’Office a salué la qualité du travail accompli par Mme Rivasi. Les membres de cette instance n’ont toutefois pas décidé ce jour-là de se prononcer par vote sur les conclusions du dit rapport, mais ont souhaité qu’une audition publique soit organisée avant la séance constituant l’examen final de ce même document. Je remercie d’ailleurs à ce titre Mme Rivasi d’avoir bien voulu organiser cette journée d’audition publique, ainsi que tous les intervenants qui ont accepté d’y participer.

 

Michèle RIVASI

Députée de la Drôme, Rapporteur

Cette audition publique fait suite à la présentation de mon rapport, que j’ai effectuée le 27 octobre 1999, au cours de laquelle ce dernier a été adopté dans sa globalité, bien que certaines propositions n’aient pas manqué de susciter quelques interrogations.

Trois propositions en particulier, constituent l’objet de la présente journée : la première concerne la politique de rejets radioactifs et l’application de la convention OSPAR ; la cohérence et la lisibilité de la politique nationale de gestion des déchets ; la transposition de la directive EURATOM.

Ces auditions ont pour objet de confronter et de rassembler les positions officielles des différents intervenants. Suite à ces auditions, je formulerai de nouvelles recommandations que je proposerai à l’Office le 8 mars prochain.

Roland LAGARDE

Conseiller de la ministre de l’aménagement du territoire et de l’environnement

La Convention OSPAR regroupe 15 pays de l’Atlantique Nord-Est, plus la Commission européenne. Elle s’est réunie à Sintra, en 1998, et a donné quelques orientations. Il convient avant toute chose de souligner que la déclaration de Sintra ne concerne pas seulement le nucléaire, loin s’en faut ; elle traite également des matières dangereuses et des problèmes liés aux plates-formes pétrolières off-shore.

Sur la partie " substances dangereuses ", on trouve un texte qui est quasiment le même que celui portant sur le nucléaire, lequel consiste à dire que les rejets dans l’état naturel doivent être proche de zéro pour l’ensemble des substances de synthèse, l’objectif poursuivi étant la cessation de ces rejets à l’horizon 2020. Il s’agit donc d’un texte portant sur l’ensemble des produits susceptibles d’être rejetés dans le Nord-Est de l’Atlantique. Les mêmes mesures ont par conséquent été prises pour les substances radioactives non naturelles.

Cette déclaration de Sintra a par ailleurs permis de mettre un terme à une dérogation dont jouissaient la Grande-Bretagne et la France, concernant l’immersion de déchets radioactifs en mer. La Convention OSPAR doit se réunir à nouveau prochainement. Force est de reconnaître que la France est sans doute un peu en retard quant à l’état de ses travaux pour l’application de cette convention.

 

André-Claude LACOSTE

Directeur de la sûreté des installations nucléaires

Dans un premier temps, je me bornerai à évoquer la politique de l’autorité de sûreté en matière d’autorisation des rejets des INB. Nous poursuivons pour l’heure trois objectifs : réduire les limites autorisées en se rapprochant des rejets réels – l’expérience montre que les exploitants ont fait des efforts considérables pour réduire leurs rejets et qu’ils disposent actuellement de marges également considérables ; il n’est donc pas décent qu’un exploitant puisse se targuer de n’utiliser ces autorisations de rejet qu’à hauteur de 1, 2 ou 3 % – ; fixer des valeurs limites aussi basses que raisonnablement possible ; mieux réglementer les rejets de substances chimiques non radioactives.

Pour ce faire, nous disposons désormais d’un outil réglementaire plus performant que l’outil dont nous disposions jusqu’à une date récente. Jusqu’à cette date, les autorisations de rejets des installations nucléaires de base étaient données par un maillage complexe de textes de lois. Les arrêtés préfectoraux régissaient les prélèvements d’eaux, les autorisations de rejets gazeux et liquides non radioactifs. Les rejets radioactifs étaient quant à eux réglementés par des arrêtés ministériels. Désormais, un décret de 1995 permet, par un arrêté ministériel unique, de traiter de l’ensemble de la question.

Il s’agit donc d’une procédure dans laquelle l’exploitant formule une demande d’autorisation, laquelle est soumise à instruction par la Direction de la sûreté des installations nucléaires (DSIN) pour le compte des deux Ministres – Environnement et Industrie. Une première consultation nationale a lieu. Le dossier est ensuite envoyé au Préfet qui mène une enquête publique, tient une conférence administrative, sollicite l’avis d’un certain nombre d’organismes concernés, tout ceci aboutissant, le cas échéant, à un arrêté interministériel d’autorisation.

Les premiers exemples tangibles d’application de ces textes ont été successivement enregistrés dans la centrale de Chooz, puis dans celle de Civaux. Plus récemment encore, ces textes ont été appliqués dans la centrale de Saint-Laurent-des-Eaux, et ont donné lieu aux résultats chiffrés suivants : en regard de l’autorisation antérieure, les rejets en tritium autorisés ont été diminués de moitié ; pour les rejets autres, nous avons spécifié un certain nombre d’éléments, en particulier les iodes et le carbone 14 ; ainsi, si vous ôtez le tritium et le carbone 14, les rejets autres autorisés ont été divisés par 40, ceci pour les liquides. Pour les effluents gazeux, le même processus a été mené, tendant à limiter les autorisations, en tenant compte, encore une fois, de ce que les exploitants savent faire. L’expérience montre en effet que des diminutions considérables sont parfois relevées. Il convient de souligner en outre qu’il existe désormais des limites précises pour les rejets chimiques.

Un prochain arrêté concernera la centrale de Flamanville. Toutes les installations d’EDF vont recevoir ce type de traitement au fil du temps, à l’instar de toutes les installations nucléaires, parmi lesquelles l’usine de la Hague. A l’issue des enquêtes publiques en cours concernant ce site, lancées le 2 février dernier, l’intention de l’administration est de diminuer les autorisations de rejets dont la COGEMA bénéficie actuellement.

William DAB

Directeur de cabinet du Directeur général de la santé

La Direction générale de la santé est évidemment concernée par les conséquences des installations de stockage des déchets nucléaires sur la santé publique et l’environnement. Ce n’est en outre pas tant l’ampleur des risques encourus qui interpelle la DGS que les préoccupations légitimes des populations avoisinant les installations nucléaires ou des personnes concernées par l’aval du cycle. Nul doute, en effet, que lorsqu’une population s’inquiète, le problème n’est pas de lui démontrer qu’elle a tort ou raison. Il convient en revanche de lui fournir des réponses concrètes et argumentées de façon explicite.

En tout état de cause, l’absence d’impact sanitaire pour les doses habituellement rencontrées ne constitue pas, de notre point de vue, une réponse suffisante pour manquer de vigilance. La DGS entend donc jouer un rôle actif dans le présent débat, dans la mesure où les arguments de santé publique y occupent désormais une place de choix.

C’est pour cela que dans le cadre de réorganisation de l’administration centrale du pôle solidarité, qui est actuellement en cours de préparation à la demande des deux Ministres – Mme Aubry et Mme Gillot – la création d’une sous-direction de la gestion des risques des milieux est prévue. Le rôle de cette instance consistera à définir la doctrine de santé publique applicable à l’ensemble des risques sanitaires liés à l’environnement en général, et aux risques nucléaires en particulier. Il y a en effet selon nous un besoin d’unifier le champ de la gestion des risques ; pour ce faire, nous pensons que le concept le plus pertinent est celui de dose. Les procédures actuelles nous permettent d’apprécier les impacts dosimétriques des installations nucléaires de base, y compris les installations de traitement et de stockage des déchets radioactifs. Or les doses annuelles ainsi estimées sont de l’ordre de quelques µSv à quelques dizaines de µSv qu’il convient donc de comparer à la future limite annuelle applicable à la population, laquelle s’élève à 1 mSv.

Sur la question des déchets nucléaires, nous constatons actuellement que les services du Ministère de la Santé n’ont à aucun moment ni la possibilité d’évaluer les orientations stratégiques en matière d’élimination des déchets, ni de connaître les filières retenues par les exploitants. En revanche, nos services interviennent à l’extrémité aval du cycle, c’est-à-dire en situation d’urgence, voire de crise, lorsque des associations, par exemple, procèdent à des mesures de radioactivité dans des produits de grande consommation et que, de fil en aiguille, on parvient à identifier l’origine de cette radioactivité : soit une INB, soit une installation classée pour la protection de l’environnement.

Ainsi, nous ne sommes pas consultés actuellement de façon systématique sur les demandes d’autorisation relevant du régime des installations classées pour la protection de l’environnement, qu’elles soient situées ou non dans le périmètre d’une installation nucléaire.

Actuellement, en termes de priorité, force est de constater que notre préoccupation première concernerait plutôt les déchets d’activités de soin, dont la gestion mérite d’être revue au sein des hôpitaux, comme en dehors des hôpitaux d’ailleurs. Pour la surveillance des risques et des expositions, les agences du Ministère de la Santé concernées vont s’exprimer. Je peux d’ores et déjà vous dire, à ce stade de la réflexion, qu’une avancée est prévue pour l’ensemble du secteur Santé Environnement en général, et le nucléaire en particulier, ce qui inclut bien évidemment les déchets et les filières de traitement.

Les travaux qui ont été menés dans le Nord Cotentin, ouvrent à notre avis une voie originale, couplant l’épidémiologie classique et la modélisation des risques. C’est bien cette approche qui mérite d’être poursuivie et qui devrait servir de modèle pour la surveillance des sites comme Bures (Meuse).

En conclusion, il convient de souligner combien il est important de maîtriser les flux et d’assurer leur traçabilité. La priorité de la DGS consiste en outre à développer, en liaison avec les agences concernées, notre capacité de mesure des impacts dosimétriques, incluant le recyclage et la réutilisation. Dans cette optique, nous mettrons tous les efforts en œuvre pour passer d’une attitude d’ores et déjà réactive, à une attitude plus anticipatrice. Enfin, nul ne contestera la nécessité de délivrer une information fiable et transparente sur toutes ces questions.

Michèle VIALA

Directrice déléguée à la sûreté des déchets

L’Institut de protection et de sûreté nucléaire (IPSN), qui est un organisme essentiellement technique, a vocation à conseiller et à donner des avis, en se nourrissant de ses propres recherches. J’aborderai pour ma part la méthode de calcul d’impact et la transparence que l’on pourrait y associer pour la meilleure compréhension du public.

Le premier exemple que je citerai est celui du groupe Radioécologie Nord Cotentin ; ce groupe était formé d’une cinquantaine d’experts issus d’organismes divers, parmi lesquels une douzaine d’experts de l’IPSN. La méthode de calcul d’impact a, me semble-t-il, été très clarifiée à l’occasion des travaux conduits par ce groupe, lesquels ont duré 2 ans.

Cette méthode de calcul oblige dans un premier temps à caractériser l’émission et à identifier les radionucléides dans les rejets. Il convient ensuite de corréler ces émissions aux différents modes de fonctionnement des usines. Vient ensuite tout un travail de modélisation du transfert dans l’environnement, lequel est particulièrement délicat et a nécessité la mise en relation de 500 000 données. Enfin, il faut évaluer et estimer les doses en concentrant son analyse sur des populations critiques données, avec toute la difficulté qu’il peut y avoir à dégager quel est le groupe critique le plus concerné lors d’une évaluation d’impact.

Toutes ces réflexions ont permis à l’IPSN de réinfléchir ses programmes de recherches, ce qui constitue, pour nous, une retombée tout à fait positive. Elles ont largement contribué, en outre, à donner un cadre à l’exploitant. Ainsi, dans le cadre des autorisations qui sont en cours d’analyse aujourd’hui autour du site de la Hague, cette méthodologie permettra d’éclairer largement le débat, tout en permettant à chacun de se retrouver.

Je souhaitais évoquer un autre exemple, qui souligne la difficulté de compréhension, quand le calcul d’impact aborde une matière pour le moins naturelle. C’est le cas par exemple des résidus miniers, qui présente le risque principal de susciter, le cas échéant, l’inhalation de radon 222, lequel est issu de l’uranium naturel. Lorsque les exploitants nucléaires réaménagent les sites, ils parviennent à respecter le critère de 5 mSv par an, qui constitue le critère acquis de nos jours. Il leur est toutefois demandé de s’attacher à une dose efficace " ajoutée " par l’industriel. Or, force est de reconnaître que ces calculs présentent de grandes incertitudes ; en outre, des doses naturelles – qui sont aussi de l’ordre de 5 mSv par an – peuvent être enregistrées. La question suivante se pose donc d’elle-même : quelle est la valeur des scénarios-types ? Ne faut-il pas développer des approches qui soient moins réglementaristes et plus proches d’une évaluation d’impact direct ? Est-il possible de retenir des valeurs acceptables pour les impacts, lesquelles dépendraient tout à la fois de l’appréciation par les autorités de la validité des efforts que fait l’exploitant et de l’acceptation, par le public, du résultat obtenu, compte tenu de l’ensemble des facteurs économiques et sociaux autour des installations considérées ?

L’IPSN se livre par ailleurs à la pratique de l’épidémiologie. Beaucoup attendent de cette discipline, qu’elle permette de progresser dans l’estimation des effets, à des doses de plus en plus basses et de plus en plus étalées dans le temps. Des progrès peuvent bien sûr être réalisés. Il faut toutefois savoir qu’aujourd’hui, pour parvenir à un résultat statistiquement significatif, la taille de la population étudiée doit croître en raison du carré de la diminution de la dose reçue. Par exemple, quand on a 100 fois moins de doses, il faut une population 10 000 fois plus grande. En outre, ces doses qui sont très faibles sont du même ordre de grandeur que les variations des expositions naturelles ou des expositions médicales. Il est donc rapidement impossible de savoir à quelle source d’irradiation on attribue un éventuel cancer. D’autant que les taux de cancer eux-mêmes sont variables dans le temps et dans l’espace. En conséquence, les études épidémiologiques, si elles sont d’un grand apport pour la transparence et la réflexion, doivent être regardées avec certaines limites, qu’il convient de ne pas oublier.

Jean-François LACRONIQUE

Président de l’Office de protection contre les rayonnements ionisants (OPRI)

L’Office de protection contre les rayonnements ionisants (OPRI) est un établissement public à caractère administratif, placé sous la tutelle double du Ministère du Travail et du Ministère de la Santé. S’agissant d’un examen pluriel des responsabilités, il n’est pas inutile de rappeler qu’en matière réglementaire notamment, nous sommes par ailleurs dans une situation de très grande interdépendance vis-à-vis d’autres administrations, parmi lesquelles la DSIN et l’IPSN, pour ne parler que des principales.

La surveillance des sites nucléaires procède évidemment de la même finalité que la surveillance générale à l’égard de la radioactivité. Il s’agit en effet d’évaluer l’impact des différentes installations sur l’environnement et de se protéger contre les conséquences éventuelles que leur fonctionnement pourrait entraîner sur l’état de santé des populations avoisinantes. S’agissant des installations nucléaires de base, au sein desquelles sont mises en œuvre des quantités très importantes de matières radioactives, l’objet de cette surveillance consiste à contrôler le respect par les exploitants des dispositions réglementaires qui leur sont opposables, concernant notamment la nature, le volume et l’activité des rejets d’effluents liquides et gazeux qu’ils peuvent être amenés à pratiquer dans le cadre de leur activité normale, sans parler par ailleurs des circonstances incidentelles ou accidentelles.

Il conviendrait, si nous en avions le temps, de distinguer les sites nucléaires comportant une ou plusieurs installations nucléaires de base, les installations classées pour la protection de l’environnement et les autres sites nucléaires – entreprises ou hôpitaux, actuels ou disparus, qui du fait de leur activité sont amenés à utiliser des sources radioactives, à produire des déchets en quantité plus ou moins significatives.

Le décret de 1963 subordonne la création ou la modification d’une installation nucléaire de base à une autorisation, soumise à l’avis d’un certain nombre d’instances, et notamment du Ministère de la Santé. Cela signifie que l’OPRI, organisme d’appui du Ministère de la Santé, est chargé de s’assurer que toutes les dispositions nécessaires ont été prises en amont, pour protéger la population, les travailleurs et l’environnement des effets des rayons ionisants.

Les décrets de 1974 relatifs aux effluents gazeux et liquides ont désormais été remplacés par le décret de 1995, lequel s’applique progressivement aux futures installations et qui permet de revoir les bases mêmes des autorisations.

Les fondements de la doctrine permettant d’élaborer les autorisations de rejets sont également intéressants à examiner. L’objectif affiché consiste bien évidemment à protéger le public contre l’incorporation par inhalation ou par ingestion de radionucléides provenant des rejets radioactifs gazeux ou liquides dans les vecteurs principaux que sont l’air et l’eau. Cette doctrine signifie qu’aucune personne ne doit être exposée à une dose annuelle dépassant actuellement 5 mSv, et, dans très peu de temps, 1 mSv, dans les conditions théoriques les plus pessimistes. En effet, le calcul en question repose notamment sur l’hypothèse selon laquelle cette personne exposée au point le plus dosant ne boit et ne respire que dans l’environnement proche du site et à des concentrations qui correspondent forcément aux seuils maximaux. De fait, ces calculs reposent sur l’hypothèse d’une consommation de 1 m3 d’eau et de 10 000 m3 d’air par an ; pour la population des travailleurs, il s’agit de 2000 heures d’exposition, ce qui correspond à 8000 heures de vie pour la population générale.

Ces calculs reviennent à imposer, dès l’origine du rejet, des hypothèses de concentration admissibles dans l’air respiré et dans l’eau de boisson, et le respect de la dose efficace au public.

Dans ce contexte, le rôle de l’OPRI est déterminant. L’Office fixe en effet la nature, la fréquence, la localisation et les modalités techniques de la surveillance de l’environnement dont doit s’acquitter l’exploitant. De surcroît, l’OPRI procède à ses propres prélèvements, indépendamment des obligations de l’exploitant, dans le cadre du contrôle des rivières, par échantillonnage en amont et en aval des centrales.

L’exploitant doit tenir en outre une comptabilité quotidienne et détaillée de ses différents effluents, de telle sorte qu’aucun rejet liquide ne puisse être effectué sans autorisation ni analyse préalables. Ces données sont consignées dans des registres tenus à la disposition des autorités de contrôle. Ces registres sont transmis chaque mois à l’OPRI, qui peut à tout moment procéder à des vérifications inopinées. Il existe par ailleurs des réservoirs de stockage, dits réservoirs de santé qui sont prévus dans les arrêtés portant sur les autorisations de rejets, et qui sont exclusivement destinés à d’éventuelles situations d’urgence. Ces réservoirs de santé ne peuvent être utilisés qu’après autorisation de l’OPRI. Tout incident ou anomalie de fonctionnement susceptible de concerner la radioprotection doit faire l’objet d’une information immédiate de l’OPRI et être signalé bien entendu sur le registre.

Les autorisations n’ont nullement le sens d’une autorisation à polluer. C’est la raison pour laquelle elles sont assorties de dispositions de contrôle relativement contraignantes. En résumé, notre stratégie actuelle est celle d’une gestion opérationnelle de la surveillance de l’impact radiologique ou dosimétrique, fondée sur l’exposition des personnes dans leur milieu de vie. Cette approche est évidemment préférée à la recherche directe de l’impact sanitaire proprement dit. Cette stratégie offre évidemment l’avantage de détecter des dysfonctionnements très en amont des effets et d’intervenir avant qu’ils ne se manifestent.

Michel JOUAN

Responsable du département santé-environnement, Institut national de veille sanitaire

L’Institut de veille sanitaire (IVS) a reçu, au terme de la loi du 1er juillet 1998 sur le renforcement de la sécurité sanitaire, une mission de surveillance générale de l’état de santé de la population française, et ce quels qu’en soient les déterminants. Or il est clair qu’au titre des différents déterminants susceptibles d’affecter l’état de santé des Français, figurent les facteurs de l’environnement, parmi lesquels les expositions liées à l’utilisation des rayonnements ionisants.

Cette mission de surveillance, également associée à une mission de veille scientifique pour détecter des problèmes de santé émergents ou réémergents, consiste à recueillir, traiter et rediffuser à ceux qui en ont besoin l’information utile aux décideurs pour bâtir leur processus de décisions et évaluer leur politique de prévention. La collecte de cette information constitue, à n’en pas douter, une mission noble, et nécessite une coordination de l’ensemble des acteurs qui sont impliqués dans le recueil d’informations utiles à la surveillance épidémiologique de la santé des populations.

Il faut reconnaître que, jusqu’à une période récente, ce concept de surveillance épidémiologique était relativement peu développé en France, en regard de ce qui se pratiquait dans ce même domaine dans les pays anglo-saxons. Aussi l’IVS a-t-il été créé de façon manifeste pour combler cette lacune.

En ce qui concerne le problème du nucléaire, l’IVS a reçu mandat du Ministre de la Santé pour développer des activités de surveillance épidémiologique des effets liés à une exposition aux rayonnements ionisants. Dans la perspective d’évaluer la capacité de développer de tels systèmes de surveillance, nul doute qu’il faille engager une réflexion, s’inscrivant dans la droite ligne du rapport confié au Professeur Alfred Spira par les Ministres de la Santé et de l’Environnement. Ce rapport était notamment censé évaluer les conséquences sanitaires de l’exposition aux rayonnements ionisants dans l’environnement du site de déchets nucléaires de la Hague, et faire ainsi suite au rapport élaboré sur ce même thème par Jean-François Viel. Dans un second temps, le Professeur Spira était susceptible de faire des propositions concernant le développement d’activités de surveillance épidémiologique des effets liés à des expositions aux rayonnements ionisants.

L’IVS reprend actuellement les conclusions du Professeur Spira, pour tenter de dégager un certain nombre de priorités pour de telles activités de surveillance. Quoi qu’il en soit, il convient de reconnaître, que, pour répondre aux problèmes de rayonnements ionisants pour lesquels la perception sociale est particulièrement marquée, il n’est pas possible de développer des systèmes de surveillance épidémiologique " tous azimuts ". Aussi conviendrait-il d’élaborer un certain nombre de priorités, dont vous imaginez bien qu’elles concernent avant toute chose les travailleurs qui sont exposés aux rayonnements ionisants, aussi bien dans le domaine des installations nucléaires – personnel des opérateurs industriels, personnel des entreprises sous-traitantes – que dans des environnements plus spécifiques – personnels qui sont utilisateurs des rayonnements ionisants, notamment dans le domaine médical, patients qui ont subi des traitements médicaux mettant en œuvre les rayonnements ionisants.

Même si nous ne nous désintéressons pas des problèmes de santé susceptibles de découler de l’exposition des populations à certains rayonnements dans l’environnement des sites de déchets nucléaires, la dose apportée par ces centres de stockage des déchets ne contribue pas, de façon importante, à la dose collective apportée à l’individu. Cela ne constitue donc pas actuellement, au niveau de l’IVS, une priorité importante de développement de surveillance épidémiologique.

Il n’en reste pas moins qu’il existe une forte attente sociale vis-à-vis de l’information à fournir, concernant notamment l’impact sanitaire lié à des expositions à des rayonnements ionisants, et ce quelles qu’en soient les causes. Pour ce faire, nous développons d’ores et déjà des outils qui seront probablement utiles à l’évaluation des conséquences sanitaires susceptibles de résulter d’une exposition au rejet des centres de traitement des déchets nucléaires. Il s’agit là d’effets nullement spécifiques de l’exposition aux rayonnements ionisants, effets qui se développent en général à long terme et qui nécessitent que l’on développe des outils d’informations sanitaires utiles à l’appréhension des conséquences susceptibles de résulter d’une telle exposition. Parmi les outils existant à ce jour, et pour lesquels quelques compléments sont effectivement apportés, figure en premier lieu le registre des leucémies de l’enfant, lequel a vocation à s’étendre, dans quelque temps, à tous les cancers de l’enfant. Dans le même temps, une étude de faisabilité portant sur l’éventuelle constitution d’un registre national des cancers de la thyroïde est actuellement en cours, au sein de l’IVS.

Pour finir, je souhaiterais insister sur la nécessaire combinaison de plusieurs approches, et ce en vue d’évaluer l’impact sanitaire lié à des expositions aux rayonnements ionisants, et plus généralement à toutes sortes d’expositions environnementales. Il est clair que l’épidémiologie, dès lors qu’on se trouve confronté à de faibles doses, n’est sans doute pas le seul outil à mobiliser dans de telles circonstances, pour évaluer l’impact sanitaire sur les populations exposées. Aussi conviendrait-il que l’ensemble des informations qui sont recueillies et qui concernent notamment la métrologie de l’environnement, soient désormais exploitées dans une perspective épidémiologique, en vue de mieux connaître les conséquences de l’exposition des populations aux rayonnements ionisants.

Pierre GARDERET

Directeur de la stratégie et de l’évaluation, CEA

Que peut-on attendre des améliorations enregistrées dans le domaine scientifique et technique vis-à-vis du sujet qui nous occupe aujourd’hui ? En tout état de cause, nul doute que la démarche de progrès soit continue et qu’il faille lutter contre l’hétérogénéité qui menace de toutes parts. Aussi conviendrait-il, à n’en pas douter, de continuer à promouvoir les cultures du tri et de la séparation, visant à aboutir à de meilleurs conditionnements. En outre, la minimisation des quantités et des volumes est évidemment pertinente, non seulement en termes d’impact, mais également pour des raisons économiques. Il faut de surcroît souligner que la plupart de ces procédés ont pour vertu essentielle de favoriser la surveillance et de minimiser les impacts en faisant tendre l’ensemble des substances dont il est ici question vers une situation physico-chimique plus stable.

La plupart des processus visant à une minimisation ultime sont de type séparatif, et mettent en jeu des techniques utilisant les gradients. Ceci explique que les marges de progrès aient été consommées relativement vite dans certains domaines, alors même que les progrès se font plus lents lorsque l’on se rapproche des limites ultimes, lesquelles sont d’ailleurs asymptotiques.

Jean-Pierre BOURDIER

Directeur de l’environnement, EDF

Pour EDF, l’attente forte du public à l’égard des déchets, nucléaires ou autres, mérite la plus grande attention, notamment de la part d’acteurs industriels comme nous. C’est pourquoi nous nous employons à les maîtriser et à faire tous les efforts qui sont en notre pouvoir pour améliorer la qualité du service public.

Nous exploitons des centaines de centrales, depuis de toutes petites centrales solaires ou éoliennes, jusqu’à de grosses centrales de plusieurs milliers de mégawatts, qu’elles soient nucléaires ou hydrauliques. Toutes sans exception produisent des déchets et des nuisances. On peut aborder ce problème soit en s’intéressant à la seule exploitation des installations, soit en analysant toute la chaîne, du berceau à la tombe. On peut également pousser plus loin encore l’analyse en s’intéressant aux externalités en intégrant les conséquences à l’amont dans les mines, à l’aval sur les changements climatiques par exemple. C’est pourquoi, lorsqu’on considère comme aujourd’hui un seul mode de production, et un seul impact qui est la radioactivité, il faut prendre garde au fait que tout ce que l’on entreprend en bien dans ce domaine, peut rejaillir sur d’autres domaines, parfois en mal.

La situation actuelle des rejets liquides et gazeux des centrales nucléaires que nous exploitons est, en termes d’activités, de 1 GigaBq par an et par tranche, qu’il faut comparer aux 3000 GigaBq des déchets que nous envoyons au centre de l’Aube, ce qui veut bien dire que notre politique est de concentrer la radioactivité dans les déchets solides.

Lors du renouvellement des arrêtés de rejet, cela nous donne l’occasion d’ajuster la réglementation au progrès technologique. A Saint-Laurent-des-Eaux, notamment, la plupart des effluents liquides ou gazeux ont été réduits de 35.

Pour ce qui concerne les déchets de faible, moyenne et haute activité, produits annuellement par nos centrales, il faut retenir deux chiffres : pour ce qui est des déchets A, 5 500 m3, ce qui représente un volume de une à deux piscines municipales ; pour les déchets B et C, après retraitement, 450 m3, ce qui représente l’équivalent du volume d’une maison. Les déchets de très faible activité, qui sont de l’avis de tous considérés comme non dangereux, représentent une production annuellement moins lissée puisque 99 % d’entre eux sont produits lors du démantèlement. Pour les installations actuelles, le chiffre à retenir est celui de 800 grammes par habitant et par an, ce qui correspond à 50 000 tonnes.

Ce que ne révèle pas ces chiffres, c’est que les quantités de déchets ont été progressivement réduites d’un facteur 5, en une dizaine d’années, grâce aux évolutions technologiques. L’intérêt d’une installation comme Centraco consiste à réduire le volume des déchets avant envoi à Soulaines, en économisant ainsi une place précieuse dans ces installations.

En ce qui concerne l’impact sur la santé, donnons simplement quelques chiffres : près d’une centrale comme Saint-Laurent, cet impact est inférieur à 1 microSievert par an, ce qui correspond à 1/2 500ème de la radioactivité naturelle en France, soit 1/1 000ème du seuil public envisagé par la directive ; enfin, cette mesure est 10 fois inférieure au niveau en dessous duquel les impacts n’ont plus, selon les autorités sanitaires internationales, de signification physique.

En ce qui concerne la recherche et le développement en matière de rejets et de déchets, nous la conduisons suivant 4 voies : maîtriser et réduire les termes sources ; réduire l’impact global ; développer les connaissances de transfert vers la chaîne alimentaire ; approcher les problèmes hydroécologiques par bassins, ce qui constitue une nouveauté.

Les budgets qui y sont consacrés sont considérables ; 158 MF en 2000, ce qui représente un laboratoire de 200 chercheurs travaillant en permanence. Dans le même temps, nous versons chaque année 500 MF au CEA, ce qui favorise toutes les recherches qui s’y produisent dans ces domaines. Enfin, nous améliorons en permanence l’exploitation et les process. Il faut souligner la décroissance continue, depuis les 10 dernières années, des rejets et des déchets, et ce dans tous les types d’industries, qu’il s’agisse de l’aéronautique, de l’agro-alimentaire, de l’automobile ou du nucléaire. Or, nous savons d’ores et déjà que si la recherche contribue pour une partie à faire progresser les performances, le travail réalisé quotidiennement par des milliers d’hommes et de femmes sur ces installations, concourt largement à faire avancer les choses pas à pas.

En ce qui concerne la Convention OSPAR, je rappellerai quatre choses : le texte parle de " concentration proche de zéro dans l’environnement " et non de rejet zéro, ce qui est conceptuellement impossible ; le texte explicite quelque peu ce qu’il entend par " proche de zéro ", en insistant sur la nécessité de prendre en compte la faisabilité technique et l’impact radiologique sur l’homme et sur le milieu vivant. Enfin, le texte de la Convention prévoit que les Etats fassent tout leur possible pour progresser dans le sens de l’objectif de réduction des rejets à des valeurs proches de zéro, ce qui traduit en clair une volonté de démarche de progrès constant.

Je conclurai en disant qu’à EDF, nous considérons qu’il est de notre devoir de répondre de notre mieux aux attentes du public, en faisant progresser les performances de notre exploitation et de nos installations, de façon continue pour réduire les rejets, en favorisant la diffusion de ces informations auprès du public dans la plus grande transparence possible.

Bertrand BARRÉ

Directeur de la recherche, COGEMA

COGEMA souhaite largement contribuer au bon déroulement de la mission d’information de l’Office. Nous nous réjouissons d’être là aujourd’hui pour poursuivre les discussions engagées lors des différentes visites de sites à la Hague, Marcoule et Pierrelatte, et de participer à un débat public. Nous souhaitons que cette réunion soit l’occasion d’échanges et de dialogue serein avec l’ensemble des acteurs présents.

C’est la volonté du Groupe COGEMA de contribuer à l’information du citoyen et de rendre plus proches du public les activités industrielles du Groupe, ainsi que ceux qui travaillent au sein de ce dernier. Cette volonté a été récemment illustrée par une campagne d’informations que nous avions lancée à l’occasion de la mise en place de webcams, qui permettent de diffuser l’ensemble des images de la Hague à tous ceux qui se branchent sur notre site Internet.

Avant d’entrer dans le vif du sujet, je commencerai par rappeler une évidence, qui touche toutes les activités humaines et industrielles : zéro rejet sous-entend zéro activité. Et si vous me permettez une analogie dans le domaine animal, un organisme qui cesse de rejeter meurt.

Partant de là, il s’agit de déterminer si nos activités ont un impact sur la santé des populations, le cadre de vie et l’avenir des générations futures. Force est de reconnaître que les spécialistes en radioprotection s’intéressent non pas à l’activité en becquerels des rayonnements mais à son impact sanitaire, qui se mesure en sieverts par personne et par an, unité qui mesure les conséquences biologiques de la radioactivité sur l’organisme.

Pour rappeler des ordres de grandeur sur ces impacts, l’irradiation naturelle globale de la population française est de 2000 à 3000 µSv par an. L’exposition médicale est de 1600 µSv. Et, beaucoup plus bas dans l’échelle, l’irradiation consécutive à un vol Paris-New-York est de 20 µSv, mais délivrée en quelques heures. Par comparaison, l’impact de l’usine de la Hague sur la population la plus exposée dans les environs immédiats de l’usine est de l’ordre de quelques dizaines de µSv par personne et par an. Si j’ai pris la Hague comme point de comparaison, c’est bien évidemment parce que c’est précisément ce site qui, pour COGEMA, a retenu l’attention de la population, pour toutes ces questions relatives aux risques sanitaires.

L’impact des rejets de la Hague a fait l’objet d’une étude dans le cadre du groupe Radioécologie Nord Cotentin qui a rendu ses conclusions l’été dernier au Ministère de l’aménagement du territoire et de l’environnement, ainsi qu’au Secrétariat d’Etat à la Santé. Cette Commission pluraliste, qui regroupait une cinquantaine d’experts internationaux, de représentants du milieu associatif et aussi quelques spécialistes de COGEMA a notamment travaillé sur le rapport Viel de janvier 1997, rapport qui faisait état d’un excès de cas de leucémies à la limite de la " significativité " statistique, dans le canton de Beaumont-Hague. Le Professeur Viel avait alors émis l’hypothèse, sans la démontrer comme il l’avait dit lui-même, d’un lien de causalité avec les activités de l’usine de retraitement des combustibles nucléaires usés, de COGEMA la Hague. Il est ressorti qu’aucun lien ne peut être établi entre l’usine nucléaire de la Hague et les leucémies constatées dans le Nord Cotentin. Compte tenu de la gravité de l’accusation qui était portée, nous tous à COGEMA étions extrêmement concernés par le sujet, et avons donc accueilli les conclusions de ces travaux avec un certain soulagement.

Aujourd’hui, sur la base méthodologique du rapport remis par ce groupe, qui permet de rendre compte de l’impact des rejets de la Hague, les équipes de COGEMA travaillent à la mise en place de procédures visant à atteindre le " zéro impact sur la santé ". C’est là un engagement solennel qui a été pris par Mme Lauvergeon, Président Directeur général du Groupe COGEMA. Le Président de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR), qui n’est autre que le Professeur Clarke, a fait une proposition d’amélioration du système de radioprotection, en vue de clarifier le débat concernant les très faibles doses. Aussi propose-t-il à la communauté internationale comme base de réflexion, pour des valeurs considérées comme triviales, c’est-à-dire sans aucune conséquence significative pour les individus, une exposition de 30 µSv par personne et par an. Pour nous, le " zéro impact " correspond à cet objectif de 30 µSv par personne et par an sur les populations les plus exposées.

Il s’agit là d’un objectif ambitieux, d’un engagement fort, qui implique des efforts de recherche et de développement importants. Nous sommes assez fiers d’avoir pris un engagement aussi fort, qui constitue sans doute une première mondiale, mais qui ne tardera pas, j’en suis certain, à s’étendre à d’autres industries.

Les investissements pour atteindre le " zéro impact " s’ajoutent aux dépenses déjà engagées dès la conception des installations de la Hague pour optimiser les rejets, ainsi qu’aux efforts déjà consentis pour les diminuer. En 10 ans, nous avons en effet diminué les rejets hors tritium d’un facteur 10, alors même que la production de l’usine était quant à elle multipliée par un facteur 4. Cette position du " zéro impact sanitaire " correspond à l’application pleine et entière du principe ALARA ; en outre, la réflexion de la CIPR sur les normes de radioprotection exprime, d’une certaine façon, le principe de précaution tel qu’édicté par la loi Barnier : " l’absence de certitudes, compte tenu des connaissances scientifiques et techniques du moment, ne doit pas retarder l’adoption de mesures effectives et proportionnées, visant à prévenir un risque de dommage grave et irréversible à l’environnement, à un coût économiquement acceptable ". C’est un principe d’action, avec gestion proactive du risque, et non pas démission devant ce même risque.

Cette position rejoint également les orientations de la Convention pour la protection de l’environnement de l’Atlantique Nord-Est, la Convention OSPAR, qui vise à la réduction des rejets radioactifs liquides en mer. La Déclaration politique du 23 juillet 1998 ou Déclaration de Sintra, prévoit quant à elle " la réduction d’ici 2020 des rejets en mer d’effluents radioactifs à des concentrations proches de zéro pour les substances artificielles, et proches des valeurs ambiantes pour les substances présentes à l’état naturel ". C’est dans un esprit analogue que s’inscrit la démarche de progrès de COGEMA.

Il convient de constater que nous assistons aujourd’hui à une certaine mobilisation de la communauté médicale pour clarifier les questions relatives aux effets sur la santé des faibles doses de rayonnements. Citons par exemple l’Académie de médecine qui a voté en juin dernier, à l’unanimité, un avis intitulé " énergie nucléaire et santé ", dont les conclusions sont très importantes. Toutes les filières énergétiques ont été bien mises en perspective et il est dit ceci : " dans ce contexte, l’utilisation de l’énergie nucléaire apparaît bien comme l’un des modes de production de l’électricité les moins polluants et ayant le moins d’inconvénients pour la santé ". Citons encore le Conseil supérieur d’hygiène publique de France qui adoptait, en décembre dernier, un avis où il est dit en substance ceci : " s’agissant du domaine usuel de la radioprotection, pour des doses très faibles, par exemple de 50 µSv par an, l’indicateur de sievert perd toute signification statistique et sanitaire, car les débits de doses pertinents sont des millions de fois inférieurs à ceux qui ont servi de référence pour déterminer les coefficients de risque. Le sievert ne peut alors en aucun cas être utilisé pour calculer le nombre de cancers dans une population ; il devient un simple indicateur pour le suivi des expositions, en référence aux limites réglementaires, lesquelles n’ont pas de signification sanitaire réelle. Elles ne doivent donc pas être comprises comme des seuils de dangerosité, lesquels sont beaucoup plus élevés. " Les communications du milieu médical sur ces questions liées aux faibles doses ont le mérite d’être abordées dans un cadre scientifique et non polémique. C’est là une information essentielle pour que chaque citoyen puisse évaluer pour son propre compte les risques réels entraîner par les activités nucléaires, aujourd’hui et demain.

Yves LE BARS

Président de l’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs

L’expérience montre que les risques liés aux déchets radioactifs viennent d’abord de conditionnements médiocres ou de déchets en vrac, de la dispersion des entreposages en de nombreux endroits, et de la perte de mémoire de l’état ou de la localisation des déchets en entreposage ou en stockage, ou sur les anciens sites industriels. Un centre de stockage comme celui de l’Aube, qui permet de stocker des déchets de faible et moyenne activité, a un impact insignifiant, au sens étymologique du terme, sur la santé et l’environnement.

Je souhaiterais centrer mon propos sur la réponse que nous devons apporter pour une bonne gestion de tous les déchets radioactifs. La loi 91/1381 du 30 décembre 1991, dite loi Bataille, apporte un cadre pour une réponse complète à la gestion à long terme de tous les déchets, quelles que soient leur période de décroissance et l’importance de leur activité, et ce même si elle doit son origine aux suites du moratoire sur la mise en place d’une gestion par stockage des déchets à haute activité et à vie longue. Elle charge l’ANDRA, dans son article 13, des opérations de gestion à long terme des déchets radioactifs. L’ANDRA a ainsi notamment vocation à répertorier l’état et la localisation de tous les déchets radioactifs, et doit définir, en conformité avec les règles de sûreté, des spécifications de conditionnement et de stockage des déchets radioactifs, et ce tout en concevant, implantant, et réalisant les nouveaux centres de stockage. Dans ce cadre, de nombreuses actions ont d’ores et déjà été conduites, et des progrès sont possibles.

Comme la Commission nationale d’évaluation (CNE) mise en place par la loi que j’ai citée tout à l’heure l’avait souhaité, la connaissance de l’état et de la localisation des déchets peut être améliorée à travers un inventaire comptable et unifiée des déchets existant en France et une prévision des déchets engagés qui seront à peu près sûrement produits par le parc nucléaire existant. Cet inventaire sera complémentaire de l’inventaire des sites, lequel est certes très précieux, mais rend difficiles les éventuelles totalisations. Le gouvernement m’a confié une mission sur la méthodologie de l’inventaire, qui est en cours de réalisation, et qui portera sur les réformes à entreprendre dans un proche avenir. Nul doute, en effet, qu’il soit possible de réaliser certains progrès dans la manière d’inventorier les déchets radioactifs.

Il convient de souligner en outre qu’il existe encore des déchets sans solution de prise en charge. Il faut inventer une solution, un concept de stockage adapté à chacun des différents types de déchets et le mettre en œuvre. Encore une fois la loi Bataille en fournit le cadre, elle permet de préparer les solutions pour les déchets à haute activité et à vie longue. Il faut aussi arrêter les concepts de stockage pour les déchets divers, souvent moins actifs, mais également souvent plus dispersés. Les concepts définis et approuvés par l’autorité de sûreté permettent ensuite, sur la base d’un inventaire, de bâtir les financements du projet avec les producteurs de déchets et de négocier un site d’implantation, phase dont on sait qu’elle est particulièrement délicate dans tout ce processus. Pour cadrer la gestion à long terme de tous les déchets radioactifs, on peut penser qu’un plan national de gestion pourrait être très utile, et que des moyens soient mis en œuvre pour le réaliser.

Des études ont déjà été engagées par l’ANDRA, en particulier sous l’impulsion de la DSIN. Des groupes de travail se sont réunis, mais sans moyens spécifiques, ce qui a pu ralentir l’avancement de leurs travaux. Ces études ont permis d’élaborer le projet concernant la réalisation d’un centre de stockage des déchets très faiblement radioactifs issus en particulier du démantèlement, et le projet d’un centre de transit d’entreposage pour les déchets divers du nucléaire diffus. Ceci permettrait un regroupement des entreposages, et contribuerait à accueillir sans délais les déchets des petits producteurs.

Nous devons en outre veiller à prendre en charge de manière définitive tous les déchets radioactifs. Enfin, il faut une vigilance de tous les acteurs sur le bon conditionnement des déchets radioactifs, et sur les conditions de leur entreposage transitoire. L’inventaire doit indiquer l’état des conditionnements des déchets en France, et c’est là l’un des éléments d’un plan national de gestion des déchets dans notre pays, que de suivre l’amélioration des conditionnements. De ce point de vue là, la France est en meilleure posture que ses voisins, puisque environ la moitié des déchets existants sont conditionnés selon des modalités de conditionnement spécifiées. Il n’en reste pas moins que nous pouvons encore progresser dans cette voie.

C’est à travers cette reprise et ce conditionnement des déchets existant qu’il faudra examiner la situation des entreposages en France, et envisager leur gestion à long terme. L’ANDRA est prête à contribuer à cette réflexion.

En conclusion ce cette déclaration liminaire, en amont de la réalisation des projets avec les producteurs de déchets, l’établissement public qu’est l’ANDRA a une responsabilité qui lui est donnée par la loi, et qui doit prendre corps au travers de la mise en œuvre de moyens adaptés pour ce faire. Cette responsabilité présente en particulier trois volets : bâtir une planification à long terme des stockages ; appuyer la reprise des déchets existants non ou mal conditionnés, dans des conditionnements spécifiés ; établir un inventaire répondant à tous ces besoins. C’est dans ce cadre qu’il faudra, avec les producteurs de déchets, réaliser les centres correspondants, en même temps que se poursuivra l’effort sur les déchets à haute activité et à vie longue.

Monique SENÉ

Groupement des scientifiques pour l’information sur l’énergie nucléaire

Le GSIEN existe depuis 25 ans et s’efforce de faire de l’information sur le nucléaire. Nous avons notamment participé au groupe Radioécologie Nord Cotentin et avons à ce titre émis certaines réserves qui n’ont pas été réfutées depuis lors. Effectivement, dans le cadre des modèles existant à ce jour, les calculs ne permettent pas d’expliquer les 4 leucémies observées. On observe en effet 0,8 leucémie, qui concerne aussi bien le naturel, le médical, que l’installation de la Hague. Il n’y a donc aucune explication sur ces 4 leucémies, dont le nombre a d’ailleurs un peu augmenté depuis.

Il faut donc reconnaître que les travaux du groupe Radioécologie ont notamment permis de refaire l’historique des rejets, ce qui constitue une avancée considérable, et ont mis en évidence le fait que les modèles que nous utilisions jusqu’à présent pour tenter de décrire des transferts dans l’environnement, tout en effectuant des estimations de doses, étaient clairement à revoir.

De nombreuses incertitudes subsistent par ailleurs sur les rejets et le mode de transmission de ces derniers. Nul doute, par conséquent, qu’un long travail reste de fait à accomplir.

La modélisation du transfert dans l’environnement d’une émission préalablement identifiée, est certes très délicate et nécessite, à n’en pas douter, la mise en relation de 500 000 mesures. Ces mesures ne sont toutefois pas sans poser quelques problèmes. Il arrive en effet que nous ayons une mesure dans l’eau, sans avoir, dans le même temps, de mesure analogue au niveau des sédiments ; il est donc impossible d’identifier le transfert qui a pu s’opérer. Il y a donc encore beaucoup de travail à accomplir dans ce domaine.

Je précise au passage que le Professeur Viel n’avait pas lui non plus émis de conclusions définitives concernant les leucémies de la Hague. Il avait parlé " d’une relation possible " entre le nombre de ces maladies et l’activité de l’usine de traitement des combustibles nucléaires irradiés. Fort de ce constat, le groupe Radioécologie du Nord Cotentin a quant à lui essayé de fournir toute une série de pistes, visant à éclairer la situation.

Lorsque nous nous sommes intéressés de près à la manière dont les mesures étaient faites autour de la Hague et de chaque installation, nous avons pu constater qu’il existait de fait un programme de surveillance, établi en accord avec l’OPRI. La réglementation, concernant les mesures et estimations réalisées dans le cadre de ce programme, n’est certes pas toujours très claire. Quoi qu’il en soit, nul doute que ces mesures sont effectuées dans le but de surveiller les installations, et de vérifier que ces dernières fonctionnent en conformité avec les normes en vigueur concernant les rejets. Elles ne sont absolument pas destinées à participer du suivi de la santé des populations, et même des travailleurs.

Si nous voulons vraiment agir efficacement, il y a par conséquent tout à revoir pour mettre en place d’authentiques programmes permettant d’assurer le suivi de l’état de santé des populations en général, et des travailleurs en particulier.

Le décret de 1995 constitue une bonne avancée. Pour la première fois, en effet, on réglemente le chimique et le radioactif. Une fois de plus, néanmoins, la date de fin d’effet de ce décret n’est pas fixée. Or il n’y a aucun doute pourtant, qu’il ne soit nécessaire de revoir périodiquement les autorisations de rejet, à l’aune de l’amélioration des méthodes et des modèles actuellement en vigueur. Une révision régulière est en outre nécessaire car le retour d’expérience peut démontrer que les points choisis pour effectuer le relevé ne sont pas les plus pertinents. En conséquence, la nécessité de revoir un arrêté est absolue. Ceci est d’autant plus important qu’EDF se voit aujourd’hui contrainte de reposer des demandes d’autorisation, parce que les arrêtés préfectoraux qui géraient le chimique arrivent à expiration. Alors que COGEMA, qui jouit d’un arrêté sans limite d’effet, est actuellement en train de déposer une enquête publique pour l’augmentation de sa capacité et pour le changement de ses possibilités de traiter différents combustibles plus ou moins dangereux, et ce alors même qu’elle n’a pas fait de dépôt pour réduire ses rejets.

A la lecture du décret de 1995, on peut raisonnablement se poser certaines questions : quels sont les moyens juridiques dont dispose la DSIN pour pouvoir effectuer une telle révision ? J’avoue être, pour l’heure dans l’incapacité de répondre à cette question. Quoi qu’il en soit, j’ai pu constater que l’ANDRA, sur le site de Soulaines, ne souhaitait pas déposer de dossier de rejets – alors même qu’elle en produit, même si ceux-ci sont faibles – et ne se trouve de fait pas contrainte de le faire. Il me semble donc qu’un certain nombre de choses sont à revoir de toute urgence.

J’ai par ailleurs pu constater que chaque année, l’exploitant établissait un rapport destiné à être rendu public, dans lequel il fournissait notamment les résultats de l’ensemble de ses contrôles de surveillance. Or, je n’ai trouvé nulle part le nom de l’instance ou de la personne en charge de vérifier la validité d’un tel rapport.

L’inventaire réalisé par l’ANDRA constitue, à n’en pas douter, une excellente chose. Il conviendrait simplement de se fixer une ligne de conduite lorsque les sites sont orphelins et de déterminer, notamment, qui devra les prendre en charge. J’ajoute que le " zéro rejet " signifie, dans le même temps " beaucoup de déchets ". Quoi qu’il en soit, il conviendrait que nous prenions désormais réellement en charge tout ce qui se passe sur les sites, tant au plan chimique qu’au plan radioactif, et que nous nous donnions les moyens de réfléchir à ce que nous allons entreprendre, tout en gardant un œil sur le coût d’une telle démarche.

En conclusion, le GSIEN se félicite qu’un certain nombre d’éléments ait d’ores et déjà été pris en compte. Nous avons notamment bataillé ferme pour que les rejets très faiblement actifs et les résidus de mines soient à l’ordre du jour. Nul doute, notamment, qu’il faille faire l’analyse de sites comportant des résidus de mines, avant d’y entreprendre la moindre construction.

Roland DESBORDES

Président de la CRII-RAD (Commission de recherche et d’information indépendante sur la radioactivité)

La Convention OSPAR prend pour la première fois en compte le fait que l’océan est un patrimoine commun de l’humanité et ne doit pas constituer en cela une poubelle. Aussi devons-nous tendre vers la mise en œuvre de techniques propres, pour les installations situées aux limites de l’océan ou sur des chemins menant vers l’océan.

L’ensemble des installations nucléaires devrait prochainement être soumis à la décision prise par la DSIN, de diminuer les autorisations de rejets. Il faut reconnaître, en effet, que les autorisations de rejets sont actuellement disproportionnées en regard du besoin réel des exploitants. En ce sens, il s’agit là d’une véritable incitation à polluer.

Nous devons certes nous acheminer vers le rejet zéro, mais ne pouvons toutefois prétendre y parvenir en un éclair. L’objectif de 2020 a par conséquent été fixé dans le cadre de la Convention OSPAR, ce qui correspond tout à la fois à une échéance relativement lointaine, et à une date relativement proche dans le temps. Aussi conviendrait-il d’ores et déjà de réduire les autorisations de rejets par paliers successifs, sans attendre 2019 pour se tourner vers les industriels et leur demander de cesser tout rejet l’année suivante. Dans un tel contexte, il est bien évidemment indispensable que les autorisations de rejets soient données pour des durées limitées, permettant à l’administration et aux exploitants de tendre progressivement vers l’objectif entériné par la Convention OSPAR.

Toutes les installations nucléaires doivent faire l’objet de ces procédures. Dans le cadre de l’attribution des autorisations de rejet, l’enquête publique constitue un passage obligé. C’est là le seul moment où le citoyen peut émettre un avis sur un dossier technique qui le concerne puisque cela concerne son environnement. Or nous avons eu l’occasion, au sein de la CRII-RAD, d’étudier un certain nombre de dossiers d’enquêtes publiques, concernant différentes installations, ce qui nous a permis de constater que ces dossiers étaient la plupart du temps relativement opaques. Il y a donc souvent nécessité d’intervenir auprès des autorités pour demander des explications sur certains éléments du dossier qui restent flous, ce qui constitue bien évidemment une perte de temps. Les dossiers d’enquêtes publiques présentent par ailleurs un certain nombre de lacunes et d’erreurs. Enfin, il nous est arrivé plusieurs fois d’avoir à payer pour nous procurer un dossier d’enquête publique que nous souhaitions ensuite analyser.

Pour la centrale de Saint-Laurent-des-Eaux, on nous annonce une diminution nette des autorisations qui vont être délivrées. Je voudrais simplement rappeler que cette centrale avait des autorisations anciennes, qui concernaient 4 réacteurs ; or, 2 d’entre eux sont désormais arrêtés ; ainsi, si on diminue certes les autorisations de rejets, il convient de souligner que ce n’est pas dans une proportion aussi importante qu’il y paraît à première vue, étant entendu que l’activité de la centrale a été réduite de moitié dans le même temps.

Pour la centrale nucléaire de Saint-Alban, nous sommes tombés sur un dossier d’enquête publique où il manquait 70 % des mesures d’environnement, alors même que celles-ci constituent le seul repère permettant de savoir si une installation donnée a marqué son environnement ou non. La totalité des analyses tritium faisaient en outre défaut à ce dossier, alors même que le tritium constitue le radioélément le plus rejeté dans l’environnement par les centrales nucléaires en particulier. Nous avions demandé par conséquent au Ministère de l’industrie de refaire l’enquête publique, puisque nous estimions que le citoyen se trouvait dans l’incapacité de se prononcer sur l’impact de cette installation. Les services du Ministère nous ont répondu qu’EDF avait l’obligation d’effectuer un renouvellement de l’autorisation de prise d’eau dans le Rhône, ce qui effectivement figurait dans le dossier d’enquête publique, mais que la même entreprise n’était en revanche pas contrainte de faire une demande de renouvellement d’autorisation de rejets et qu’en conséquence, les quelques informations qui se trouvaient jointes au dossier étaient amplement suffisantes. Je juge cette réponse extrêmement cavalière, et ce d’autant plus qu’alors que nous avions interpellé le politique, nous nous sommes vus opposer une réponse de l’administration.

Le dossier d’enquête publique concernant la Hague est actuellement en cours de réalisation. Pour la première fois, un tel dossier a fait l’objet d’une étude de recevabilité par 5 experts. Ces derniers ont rédigé un compte rendu, dont je vais vous livrer quelques éléments. Ils constatent tout d’abord que certaines informations sont manquantes ; ils mettent l’accent sur l’impossibilité d’évaluer la marge entre les rejets réels et les rejets nominaux.

Ces rejets nominaux correspondent d’ailleurs à une nouvelle catégorie car il n’en a jamais été fait mention dans aucun précédent dossier. Aussi peut-on déplorer que ce concept de " rejets nominaux " ne soit clairement défini à aucun endroit du dossier en question. Enfin, les experts ont constaté que le dossier ne comportait aucune information claire sur les matières et substances radioactives qui devaient être nouvellement traitées dans l’installation de la Hague.

La conjonction de tous ces éléments pouvait laisser à penser que ce dossier n’était pas recevable, et ne pouvait par conséquent être soumis à enquête publique. Or tel n’a pas été le cas, ce qui me semble pour le moins étonnant. Je suis d’autant plus étonné que j’ai participé de manière active et sincère au groupe Radioécologie Nord Cotentin et que j’ai eu à ce titre l’occasion de clamer à plusieurs reprises tout l’intérêt que je portais à l’enquête publique pour les rejets de la COGEMA. Or, j’ai appris seulement après que COGEMA ne demanderait pas de renouvellement d’autorisation de rejets. En qualité d’expert participant au groupe de travail, j’ai donc la désagréable impression d’avoir été pris pour un idiot.

Là encore, pour se procurer le dossier d’enquête publique COGEMA, il faut non seulement s’armer de patience, mais également s’acquitter d’une certaine somme. Le préfet nous renvoie en effet à l’exploitant, et je juge pour le moins cavalier que nous devions payer pour nous procurer ce dossier et pouvoir ensuite l’étudier. Ce n’est pas la première fois, d’ailleurs, puisque je me souviens que nous avions dû verser par le passé 7 000 francs à l’ANDRA en échange du dossier d’enquête publique concernant le site de Marcoule.

Les rejets constituent au jour d’aujourd’hui une pollution irréversible et légale de l’environnement. S’ils sont considérés comme acceptables, aujourd’hui, dans l’état actuel des techniques, qu’en sera-t-il demain ? Quoi qu’il en soit, si rejet dans l’environnement il y a, il convient de réfléchir à la manière dont nous devons appliquer les normes en vigueur. La CIPR est aujourd’hui le seul organisme qui propose des normes, alors même qu’il est reconnu internationalement, contrairement à l’Académie des Sciences ou de l’Académie de Médecine. C’est donc le seul organisme qui édicte des textes, qui sont repris ensuite dans la législation. Or, celle-ci fait état d’une limite fondamentale de doses, tout en demandant dans le même temps la justification des pollutions, et l’optimisation de ce que l’on peut faire, ce qui revient dans les faits à tendre vers le rejet zéro. En tout état de cause, à partir du moment où il y a un impact environnemental, il y a un impact sanitaire.

Pierre BOILLEY

Association pour le contrôle de la radioactivité dans l’Ouest

Je connais tout particulièrement le site de la Hague, pour avoir participé notamment au groupe Radioécologie Nord Cotentin dont il a été question plusieurs fois depuis le début de la présente réunion. Qui dit rejets dans l’environnement dit impact pour le public, ce qui justifie de fait la nécessité d’une transparence absolue dans l’information diffusée auprès de ce même public. Cette information doit notamment concerner les résultats des mesures de contamination de l’environnement, ainsi que les modèles d’impact sanitaire qui sont mis en œuvre.

Si la transparence de l’information semble évidemment nécessaire, force est de reconnaître qu’elle n’est pas toujours de mise au jour d’aujourd’hui. Si vous prenez le centre de stockage de la Manche qui présente une forte pollution de ses nappes phréatiques, il est en effet impossible d’obtenir des précisions sur l’ampleur de cette contamination, tant de la part de l’ANDRA que des autorités sûreté.

La marge de progression dans le domaine de la transparence de l’information est donc des plus considérables, et il convient de souligner à ce titre que des laboratoires indépendants ont justement été créés pour combler les lacunes relevées dans le cadre de la diffusion de l’information. Et, encore aujourd’hui d’ailleurs, nombreux sont les bénévoles qui investissent un temps considérable pour tenter d’avoir une quelconque prise sur la vérité. Il existe donc une véritable volonté citoyenne d’avoir accès à de telles données, et le rôle des laboratoires indépendants en question est de fait de plus en plus reconnu. La compétence scientifique des laboratoires en question est en effet désormais reconnue officiellement, et les mesures pratiquées par ce type de structures font l’objet d’un nombre grandissant de sollicitations diverses.

Concernant le groupe Radioécologie Nord Cotentin, on est loin d’enregistrer un quelconque consensus sur la teneur des résultats obtenus par cette instance. Et je citerai à ce titre une phrase du bilan des travaux de ce groupe, afin d’étayer mes propos : " certains membres du groupe considèrent ne pas pouvoir à ce stade conclure qu’il est peu probable que les rejets contribuent à l’incidence de leucémies observées ". Le rapport faisant suite aux travaux du groupe Nord Cotentin ne fait donc pas l’objet d’un consensus et ne véhicule, en aucune façon, des éléments de vérité absolue. De nombreuses réserves ont en effet été émises, qui ne sont d’ailleurs jamais citées par les exploitants. Des doutes persistent sur l’impact en question, et la notion " d’impact zéro " ne peut s’avérer que fallacieuse.

Suite à la campagne d’information organisée par la COGEMA, j’ai interrogé la CIPR puisque celle-ci était citée en référence dans le cadre de cette même campagne. Les réponses données par la CIPR sont on ne peut plus claires : les propositions du Professeur Clarke ne sont que des propositions, qui n’ont pas même été discutées au sein de la CIPR ; cette dernière reste sur son hypothèse sans seuil, et sur l’établissement d’une relation linéaire entre les doses et les effets. Enfin, le Professeur Clarke dans sa publication ne prétend pas que les effets sur la santé sont nuls ; il affirme simplement que le risque de dizaines de µSv conduit à un taux de mortalité par cancer de 1 pour 1 million, ce qu’il considère comme un risque trivial.

La notion de risque zéro n’existe pas à ce jour. Il n’y a pas de consensus international là-dessus. Rien d’étonnant, par conséquent, à voir la population affirmer haut et fort sa volonté de voir les rejets réduits – réduction qui ne pourra devenir effective sans la concrétisation d’une réelle volonté politique en la matière.

Rémi PARMENTIER

Directeur du département scientifique, économique et politique

Greenpeace international

La Convention OSPAR pour la protection du milieu marin dans l’Atlantique Nord-Est – zone s’étendant de Gibraltar à la Baltique, et incluant la mer du Nord – a été adoptée en septembre 1992 à Paris, sous la haute présidence de Mme Ségolène Royale, à l’époque Ministre de l’Environnement. Cette Convention s’est substituée à deux conventions plus anciennes, qui avaient à l’époque une vingtaine d’années – la Convention d’Oslo, d’une part, qui réglementait jusqu’alors l’immersion des déchets en mer dans l’Atlantique Nord-Est, la Convention de Paris, d’autre part, conclue en 1974 et qui réglementait la pollution marine d’origine tellurique. En 1992, suite au Sommet de la Terre, il a donc été décidé de mettre ces deux conventions davantage en phase avec la politique environnementale moderne, ce qui a donné naissance à cette convention au nom quelque peu étrange – la Convention OSPAR, combinaison d’ " OSlo " et de " PARis ".

Les parties contractantes de cette Convention ont l’obligation de prendre individuellement et conjointement toutes les mesures possibles, afin de prévenir et de supprimer la pollution, et ce quelle qu’en soit la source. L’article 3, plus spécifiquement dédié à la pollution provenant de sources telluriques, va bien évidemment dans ce sens.

La Convention OSPAR couvre la région de l’Atlantique Nord-Est, qui abrite non seulement le centre de la Hague, mais également celui de Sellafield en Angleterre, et de Dounreay en Ecosse. Ces trois centres génèrent, selon les estimations sur lesquelles on se base, entre 90 et 98 % de tous les rejets radioactifs effectués dans la mer dans cette région du monde.

La Convention OSPAR a été ratifiée par tous les Etats-membres et riverains, ainsi que par la Commission européenne et par vous-mêmes, Mesdames et Messieurs les Députés, le 29 décembre 1997 – la publication au Journal officiel de la loi n° 97-1274 ayant pour objet la ratification de la Convention OSPAR date du 31 décembre 1997.

Lors de l’adoption de la Convention en 1992, à Paris, une déclaration signée par l’ensemble des Ministres stipulait la " reconnaissance de la nécessité de réduire les rejets radioactifs des installations nucléaires dans le milieu marin ". Les parties signataires de cette déclaration " convenaient [alors] d’agir, afin de réduire encore les rejets, en appliquant les meilleures techniques disponibles ".

L’année suivante, en 1993, la Convention OSPAR, qui se réunit tous les ans, adopta une résolution fixant un certain nombre de conditions relatives à l’augmentation des rejets radioactifs des usines de retraitement de combustibles nucléaires, alors même que la Grande-Bretagne s’apprêtait à augmenter sensiblement ses rejets sur le site de Sellafield. La France et le Royaume-Uni ont émis une réserve à l’adoption de cette résolution, laquelle stipulait notamment que les Etats souhaitant augmenter leurs rejets consultent la Convention OSPAR avant de procéder à cette augmentation.

En 1994, il a fallu voir si les rejets générés par le retraitement étaient en accord avec l’objectif fixé de la Convention OSPAR qui consistait à supprimer et à éviter la pollution marine. Une résolution a été adoptée à ce titre. Les parties contractantes ont alors convenu du fait qu’elles avaient un intérêt légitime, au plan international, à apprécier les autres options de gestion du combustible épuisé. La Commission OSPAR a alors posé la question suivante à l’agence de l’énergie nucléaire de l’OCDE : est-il préférable de rejeter les déchets dans la mer ou de ne pas le faire, compte tenu des objectifs sous-tendus par la Convention OSPAR ? Or, il faut bien reconnaître que l’agence en question n’a toujours pas donné de réponse à cette question pour le moins évidente.

En 1995, l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a adopté la série de règles de sûreté n°111, qui contient les principes de la gestion des déchets radioactifs. L’approche préférée pour cette gestion est la concentration des radionucléides, plutôt que leur dilution et leur dispersion de l’environnement.

La Conférence ministérielle qui a eu lieu à Sintra, au Portugal, en juillet 1998, à l’occasion de l’année internationale des océans, a fait suite à une négociation qui a duré près de trois ans, et qui visait à définir la stratégie des parties contractantes à l’encontre des substances radioactives. L’objectif visé est la réduction progressive et substantielle des rejets liquides, des émissions atmosphériques et des pertes de substances radioactives, le but étant, en dernier ressort, de parvenir à des teneurs dans l’environnement proches des teneurs ambiantes dans le cadre des substances présentes à l’état naturel, proches de zéro pour les substances de synthèse.

D’ici l’an 2000, pour l’ensemble de la zone concernée, il s’agit de parvenir à de nouvelles réductions substantielles ou à une suppression des rejets, émissions et pertes de substances radioactives. A l’horizon 2020, il conviendrait d’atteindre des teneurs dans l’environnement résultant de rejets proches de zéro. Il est nécessaire de souligner au passage qu’il n’est nullement question de " rejets zéro " en 2020, mais qu’il conviendrait simplement de se rapprocher de teneurs proches de zéro à cet horizon. Pour autant, ce n’est bien évidemment pas en cessant les rejets en 2019 ou en 2020 que l’on tendra vers de tels niveaux dans l’environnement. C’est maintenant qu’il faut agir, si nous voulons atteindre l’objectif que nous nous sommes fixé à l’horizon 2020, compte tenu de la durée de vie extrêmement longue des radionucléides.

Il convient de souligner que le texte de la Déclaration de Sintra ressort d’un compromis entre Etats-membres. En effet, les positions initiales des uns et des autres étaient divergentes : si l’Irlande et les Pays scandinaves souhaitaient que décision soit prise, dès Sintra, de mettre définitivement un terme aux rejets, des opérateurs tels que la COGEMA ou BNFL (British Nuclear Fuel) étaient loin de partager le même point de vue. Ces derniers souhaitaient en effet que l’accent soit mis sur les doses d’exposition et non sur les concentrations. En outre, si le processus considéré comporte traditionnellement trois phases – justification, optimisation, limites de doses –, la COGEMA proposait notamment que la Commission OSPAR ne reconnaisse que la troisième étape.

La négociation, qui a duré trois ans, a finalement débouché sur une formule de compromis entre ces deux positions extrêmes. Partant de là, si les opérateurs ne jouent pas le jeu et ne respectent pas les modalités de la Déclaration de Sintra, nul doute que cela aura un effet boomerang terrible. Il faut d’ailleurs de constater, lors de la dernière réunion annuelle d’OSPAR qui s’est tenue en Angleterre en juin 1999, que des discussions complexes ont concerné la mise en œuvre de l’engagement pris. Et je citerai à ce titre le paragraphe 3.52 du rapport annuel d’OSPAR : " les parties contractantes accorderont une attention particulière aux principales sources des rejets, émissions et pertes de substances radioactives, dont le retraitement du combustible nucléaire. Lorsqu’une action de la part des exploitants de ces installations s’imposera, les parties contractantes feront en sorte que cette action ne soit réalisée avec aucun retard ".

La prochaine réunion OSPAR aura lieu en juin 2000 à Copenhague. La France et le Royaume-Uni seront attendus au tournant, notamment par l’Irlande et les pays scandinaves, qui veilleront à vérifier que ces deux Etats ont bien agi conformément à leurs obligations internationales, fixées dans le cadre de la Convention OSPAR.

Michèle RIVASI

A l’horizon 2020, il conviendra de s’acheminer vers des concentrations de substances radioactives proches de zéro. Pour l’heure, je souhaiterais avoir l’avis du représentant de la DSIN sur le concept nouveau de " rejets nominaux ".

Je souhaiterais revenir en outre à l’enquête publique lancée par la COGEMA. Etant entendu que l’objectif visé par cet exploitant consiste notamment à augmenter le niveau de retraitement, et à modifier le combustible utilisé – ce qui ne manquera pas d’influer, de fait, sur la nature des rejets –, j’avoue avoir quelque difficulté à comprendre que la dite enquête ne fasse pas état de modification d’autorisation de rejets, alors même que la COGEMA se targue dans le même temps de veiller à la transparence des informations diffusées auprès du public.

De quels moyens juridiques dispose-t-on par ailleurs pour obliger un exploitant à revoir ses autorisations de rejets ? Il me semble important que la DSIN réponde à cette question, car nous pourrions alors appuyer l’action de celle-ci d’un point de vue législatif, en modifiant les textes dans le sens d’une application plus aisée de la Convention OSPAR.

Henri REVOL

De quelle durée serait-il judicieux d’assortir les autorisations de rejets en question ? Ces autorisations résultent en effet d’un compromis entre la nécessaire évolution des installations industrielles d’une part, et la nécessité de tendre vers le respect des dispositions de la Convention OSPAR, d’autre part.

André-Claude LACOSTE

L’autorité de sûreté souhaite remettre à jour progressivement l’ensemble des autorisations de rejets de l’intégralité des installations nucléaires de base française. Nous ne disposons toutefois pas de moyens infinis, et sommes par là-même contraints de nous fixer un programme. Or, l’une des contraintes de ce programme consiste justement à renouveler les autorisations de rejets, dès lors qu’un certain nombre d’entre elles tombent en désuétude.

Il n’y a pas de doute, en effet, que les autorisations de rejets en question aient vocation à être renouvelées périodiquement, dans les formes les plus solennelles et après auditions publiques. La meilleure façon d’attendre cet objectif est-elle de fixer une échéance dans chacun des arrêtés ? Je n’en suis pas certain. J’aurais plutôt le sentiment que c’est en fonction du progrès technique, en fonction des opportunités qui s’offrent à nous, que nous prenions la décision de réviser ces autorisations.

Disposons-nous de moyens juridiques pour modifier les autorisations existantes ? Oui. Il suffit, pour s’en assurer, de se reporter à l’article 13 du décret du 4 mai 1995, lequel stipule ceci : " à la demande du bénéficiaire de l’autorisation ou à leur propre initiative, les Ministres chargés de la Santé, de l’industrie et de l’Environnement peuvent modifier par arrêté les conditions prévues dans l’arrêté d’autorisation. " Ceci n’est bien évidemment possible que si on révise à la baisse. Je suis néanmoins ennuyé par le fait que cette procédure, pour le moins autoritaire, ne prévoit pas d’enquête publique.

Prenons l’exemple de la Hague. Ce centre bénéficie d’autorisations régulières. Les Ministres de la Santé, de l’Environnement, et de l’industrie, auraient parfaitement pu décider de réviser d’eux-mêmes à la baisse les autorisations de rejets de COGEMA. Il a été préféré que ceci se fasse à l’issue de l’enquête publique. Rien ne pouvait obliger COGEMA à solliciter ce renouvellement d’autorisation. Nous avons simplement demandé à la COGEMA de fournir dans le dossier des éléments pertinents pour que le public puisse porter un jugement sur les rejets de cet exploitant. Je considère donc que l’étude d’impact de COGEMA comporte à ce titre les éléments suffisants. En outre, à en croire les conclusions rendues par le groupe d’étude de recevabilité que j’ai constitué, et qui était présidé par Mme Sugier, il est clairement affirmé que " les positions de COGEMA sur les options de réduction des rejets liquides constituent une information suffisamment claire du public. Elles constituent par ailleurs une base de discussion valable avec les pouvoirs publics. " Idéalement, j’aurais souhaité que COGEMA formule une demande officielle de révision des autorisations de rejets. A défaut, le dossier comporte certains éléments permettant au public de se forger un avis. Enfin l’administration et, par suite, les Ministres, seront en mesure, au terme du processus, de prendre des arrêtés de rejets. Ces nouvelles autorisations, évidemment à la baisse, tiendront compte des accords de Sintra.

Michèle RIVASI

J’avoue avoir été quelque peu surprise de l’avis remis par Mme Sugier, lequel est des plus contradictoires. Il avance d’une part que les marges ne sont pas explicitées, que l’on ne dispose pas de données suffisamment précises…ce qui ne l’empêche toutefois pas de conclure que le dossier en question est recevable !

Par ailleurs, dans tout ce que j’ai lu, je n’ai constaté nulle part une réduction effective des rejets réels. Il y a certes une diminution des autorisations de rejets, que la COGEMA nomme à présent " rejets nominaux ", mais pas de réduction des rejets réels. Je ne vois donc pas comment nous allons pouvoir être en conformité avec les objectifs de la Convention OSPAR, sachant qu’aucune réduction effective n’est enregistrée à ce jour ! L’exemple de Saint-Laurent-des-Eaux est en cela particulièrement significatif. Vous avez parlé d’une réduction draconienne sur le tritium ; il n’en reste pas moins que lorsque l’on regarde les choses de plus près, on se rend compte qu’il y a en fait une réduction de l’activité de ce centre – puisque deux réacteurs ont été fermés –, et non une réduction effective des rejets réels. Dans un tel contexte, j’aimerais que vous répondiez à la question suivante : quel argent la COGEMA investit-elle dans la recherche et développement (R&D) sur la réduction des rejets ?

Bertrand BARRÉ

Je souhaiterais replacer certains éléments dans leur contexte. Il est inexact de dire que la COGEMA cherche à augmenter ses capacités. Il est au contraire clairement précisé que nous ne dépasserons pas la capacité totale actuelle des deux usines, qui s’élève à 1 700 tonnes par an. Nous réclamons simplement davantage de souplesse, de façon à pouvoir s’adapter à un futur qui ne sera pas absolument identique à la situation actuelle.

Philippe PRADEL

Directeur de la production, COGEMA

En vertu du principe ALARA, les autorisations de rejet ne sont pas un droit, mais simplement une " enveloppe maximale " au sein de laquelle on cherche à se placer toujours aussi bas que possible. De 1976 à 1986, les rejets réels en mer sont restés à peu près stables, à un niveau ne dépassant pas les 50 % autorisés. Depuis 1986, date de l’achèvement des constructions nouvelles de la Hague, et date de mise en œuvre de l’ensemble des meilleures technologies disponibles au sein d’OSPAR dans les installations concernées, les rejets réels en mer enregistrent une décroissance extrêmement importante, de facteur 10 environ, avec, dans le même temps, une forte augmentation de la capacité réelle traitée.

Il faut souligner qu’une autorisation de rejet ne constitue en aucun cas un droit, et que l’objectif de tout exploitant consiste bien à se situer, dans le cadre de cette autorisation, au niveau le plus bas possible. Quoi qu’il en soit, si les exploitants décidaient de se placer au niveau le plus haut des autorisations de rejets actuellement en vigueur – il s’agit là, bien évidemment, d’une hypothèse purement théorique –, l’impact sur les groupes de référence serait de 0,15 mSv, soit 6 fois moins que la directive européenne. En outre, ce que nous avons appelé " rejets nominaux " correspond, dans les faits, à l’état actuel des progrès réalisés en matière de rejets. Dans ce cadre, nous sommes notamment assurés, au jour d’aujourd’hui, de ne pas dépasser l’impact de 0,06 mSv, et ce quel que soit le programme mis en œuvre.

Noël CAMARCAT

Directeur du cycle du combustible, CEA

En 10 ans, les rejets liquides et gazeux ont donc été réduits d’un facteur 10 environ, et ce grâce à un effort important dans le domaine de la recherche. Nous avons notamment assisté, durant ces années, à la mise en place progressive de la nouvelle gestion des effluents par la stratégie du " tout ouvert ". Nous avons réduit progressivement toutes les opérations de précipitation dans certains ateliers de traitement. Nous avons également changé des réactifs.

Pour donner un ordre de grandeur, le volume de recherches liées au retraitement correspondait, pour l’année 1999, à un budget de 375 MF, financé à part égales par subventions de l’Etat d’une part, par la redevance versée au CEA par l’industriel COGEMA d’autre part.

Michèle RIVASI

Quels fonds ont été consacrés à la R&D en matière de réduction des rejets ?

Noël CAMARCAT

Dans le cadre de la mise en place de la nouvelle gestion des effluents, une équipe de 60 à 80 personnes a consacré, de 1992 à 1996, tous ses efforts à la réduction des rejets. A l’heure actuelle, pour des opérations complémentaires – décontaminations plus poussées d’effluents, mises au point de nouveaux réactifs, réductions de rejets gazeux carbone 14, réductions d’iodes gazeux –, 40 à 50 chimistes travaillent à plein temps, parmi les 300 chimistes présents sur le site de Marcoule, qui se consacrent quant à eux à l’ensemble des problèmes de retraitement et de séparation chimique poussée.

Claude BIRRAUX

Député de Haute-Savoie

La Russie est-elle partie prenante à la Convention OSPAR, elle qui jette dans la mer de Kara les réacteurs dont elle souhaite se débarrasser, et qui, par ailleurs, a entreposé au fond de la mer Baltique des milliers de tonnes de gaz provenant aussi bien des Alliés que de l’Allemagne vaincue en 1945 ?

Lorsque l’on donne ou que l’on renouvelle de nos jours des autorisations de rejet, calcule-t-on au préalable la dose dérivée pour le public ? Je rappelle qu’il s’agit là d’une recommandation émise par l’Office parlementaire, il y a de cela quelques années. Une autre recommandation visait à affiner le modèle pour le groupe test pour la dose calculée au public. Nul doute qu’il soit nécessaire d’intégrer, pour ce faire, le circuit de la chaîne alimentaire du groupe test le plus exposé. A-t-on effectué des comparaisons avec d’autres approches – je pense en particulier aux Allemands qui effectuent leurs mesures sur la base de l’hypothèse selon laquelle un individu donné serait suspendu dans un hamac au sommet d’une cheminée durant une année, 24 heures sur 24 ? Il serait en effet intéressant que nous disposions d’éléments de comparaison entre nos autorisations de rejet et les approches retenues dans les autres pays. Ceci nous permettrait sans doute de mieux cerner l’impact sanitaire.

Eu égard à la réhabilitation de sites, en particulier de sites miniers, il me semblait que l’Office parlementaire avait formulé la recommandation suivante : il conviendrait de mettre en place, notamment pour les sites du Limousin, une " surinstrumentation ", c’est-à-dire une surveillance accrue en continu pour s’assurer de la validité des mesures réalisées dans l’environnement et des éventuels impacts sanitaires. Qu’en est-il aujourd’hui, de la mise en œuvre de cette recommandation ?

 

André-Claude LACOSTE

A l’évidence, un investissement considérable a été réalisé, par le groupe Nord Cotentin, en matière de méthodologie de l’évaluation des conséquences que peuvent avoir les rejets sur les doses reçues par des populations. Le premier retour d’expérience de cette avancée méthodologique est probablement le contenu du dossier mis en enquête publique sur la Hague.

Quoi qu’il en soit, le retour d’expérience de la Hague se fera progressivement. Pour l’heure, les autorisations de rejets sont données après l’instruction à laquelle participent la Direction générale de la santé et l’OPRI.

Jean-François LACRONIQUE

Nous disposons de techniques de détermination de l’impact sanitaire des rejets un peu identiques à celles des Allemands. Nous ne suspendons personne à l’extrémité d’une cheminée, mais nous avons, comme les Allemands, des calculs qui sont faits dans des conditions maximalistes et consistent tout d’abord à étudier les limites annuelles de rejet, basées sur des consommations annuelles, sachant que les personnes les plus exposées consommeraient, pour une année, 1000 litres d’eau contenant des effluents à la concentration de sortie des effluents liquides, et inhaleraient 10 000 m3 d’air contenant des effluents à la concentration de sortie des effluents gazeux.

L’interdiction de rejet sans contrôle est par ailleurs à l’ordre du jour, ainsi que la vérification a posteriori sur l’environnement. Enfin, il convient de responsabiliser l’exploitant, responsabilisation qui passent notamment par le biais de la tenue de registres qui nous permettent d’assurer la cohérence entre les mesures qui sont faites par les exploitants et nos propres mesures.

Jean-Luc PASQUIER

Directeur scientifique, OPRI

Nous examinons pour l’heure la question de la fixation des limites d’autorisations annuelles. Nous pouvons à ce titre imaginer trois types de démarches, qui ne sont pas forcément contradictoires.

La première présente un indéniable caractère politique. On constate qu’il existe un décalage très important entre les limites actuelles d’autorisation et les performances en matière de rejets, décalage qui ne peut être considéré qu’inacceptable sur le long terme, et nous conduit nécessairement, les uns et les autres, à modifier les limites en vigueur.

La deuxième démarche envisagée consiste à tenir compte du retour d’expérience des performances technologiques enregistrées dans les process de traitement des effluents. Ceci conduit à caler les limites sur les performances acquises.

Enfin, il existe l’approche sanitaire, laquelle ne doit bien évidemment pas être en contradiction avec les deux approches précédentes. Quoi qu’il en soit, il faut bien reconnaître que les approches sanitaires ont évolué, en termes de doctrine, au cours du temps. Il y a une quinzaine d’années, l’approche sanitaire qui avait cours consistait en effet à fixer la limite à partir d’un individu purement théorique, censé respirer toute l’année au sommet de la cheminée et boire toute l’année à la sortie des cuves…L’idée était de caler l’exposition de cet individu sur les limites maximales admissibles pour le public, limites qui étaient elles-mêmes fixées avant tout procédé de dilution et de diffusion.

L’approche qui tend à se développer et qui semble plus raisonnable est la suivante : il convient à l’inverse de se fixer un impact maximum sur une population critique donnée, qui se trouve la plus exposée, et de déterminer, à partir de là, les limites correspondant aux limites d’autorisation annuelle. C’est là l’approche que nous tendons actuellement à privilégier, étant entendu que cette approche sanitaire se trouve heureusement en cohérence avec l’approche technologique développée par la DSIN.

Rémi PARMENTIER

La Fédération de Russie n’est pas un pays riverain de l’Atlantique Nord-Est et n’est donc pas partie contractante à la Convention OSPAR. Elle est en revanche partie contractante à la Convention d’Helsinki pour la protection de la mer Baltique. La Russie partage en outre les obligations juridiques de la France dans le cadre de la Convention de Londres, qui réglemente l’immersion des déchets en mer au niveau mondial. J’ai moi-même eu l’honneur, au début des années 1990, de présenter à l’organisation maritime internationale et aux parties contractantes à la Convention de Londres les preuves concernant les opérations illégales d’immersion de déchets radioactifs effectuées par l’URSS et la Fédération de Russie. Grâce à ces travaux, ces opérations d’immersion ont pu prendre fin. Il convient néanmoins de souligner qu’en 1993, à l’occasion des débats portant sur l’interdiction définitive de l’immersion des déchets radioactifs en mer, la délégation française s’était alignée sur la position de la Fédération de Russie, heureusement sans succès !

Pierre BOILLEY

Je souhaiterais simplement préciser que le groupe Radioécologie Nord Cotentin ne désirait pas faire une étude d’impact des installations nucléaires, mais souhaitait simplement répondre à la question des leucémies. Or, les scénarios étudiés dans ce cadre sont considérés comme des scénarios réalistes, et non comme des scénarios ultra-pénalisants, comme certains l’ont affirmé.

Robert GALLEY

Député de l’Aube

Le représentant de l’ACRO a porté une grave accusation, dont je me sens personnellement responsable, eu égard aux fonctions que j’occupe. L’Agence de l’eau Seine Normandie a la responsabilité de suivre les nappes phréatiques. Aussi a-t-elle attaché une attention toute particulière à la nappe phréatique du Nord Cotentin. Et si par ailleurs des problèmes de nitrates sont apparus, je peux vous garantir qu’il n’y a jamais eu la moindre trace de substance radioactive dans les eaux de cette nappe phréatique.

Yves LE BARS

L’étude des nappes, avec mesures et modélisation de leur évolution, se trouve dans le dossier d’enquête, dont nous souhaitons qu’il soit mis à la disposition de la Commission de suivi du centre de la Manche.

Monique SENÉ

Dans le groupe Radioécologie du Nord Cotentin, nous avons procédé à l’analyse des contaminations. Or, ces contaminations affectent clairement la nappe phréatique. Sous le centre de l’ANDRA, il y a effectivement une tâche de tritium que l’on étudie et que l’on surveille. Cette tâche existe bel et bien, tout comme il en existe une sous le site de la COGEMA.

Yves LE BARS

Depuis la couverture, une décroissance asymptotique a été enregistrée, et nous nous situons actuellement dans des logiques de progrès asymptotique.

Monique SENÉ

Certes, mais la tâche existe encore. Je signalerai par ailleurs que je participe actuellement au suivi de la mine d’uranium de Saint-Priest-la-Prugne. Or nous avons effectivement tenté de mettre en place certaines mesures environnementales autour du site, et ce avec le concours du Conseil général et de la mairie. Nous militons depuis un an et demi en ce sens et nos efforts devraient prochainement être enfin couronnés de succès. Nous allons vérifier en outre l’état du bâtiment SIMO, lequel n’a toujours pas été décontaminé à ce jour.

Pierre BOILLEY

Il y a une contamination des nappes phréatiques sous le centre Manche. Dans le passé, cela a atteint le million de Bq/litre de tritium, d’après un document interne de l’ANDRA. On retrouve par ailleurs du tritium dans de nombreux endroits, tels que la rivière Sainte-Hélène, à une concentration de l’ordre de quelques centaines de Bq/litre.

J-P PFIFFELMANN

COGEMA

Il est faux de dire que l’on ne connaît pas l’état de l’environnement du site des Bois noirs, étant entendu que ce site est, à l’instar de tous nos autres sites, gouvernés par un arrêté préfectoral, qui impose un réseau de surveillance et oblige à fournir le résultat des mesures faites.

Il s’agit du seul site – parmi ceux que nous avons à gérer en France – sur lequel les résidus de traitement de minerais, qui représentent 1 300 000 tonnes, sont gérés sous couverture d’une nappe d’eau, derrière une digue. Dans le cadre des réflexions que nous avons menées en interne à COGEMA et toujours dans le souci de mettre en œuvre les solutions les plus pérennes qui soient, nous avons effectivement réfléchi, à un moment donné, à ce que nous pourrions faire pour supprimer ce problème de digue, d’ores et déjà soumis à la surveillance régulière d’experts, et qui ne pose par là même aucun problème d’urgence.

C’est dans ce cadre-là que les riverains ont mis l’accent sur la nécessité de réaliser, avant toute modification du dispositif, une étude complémentaire. Celle-ci sera menée par la municipalité de Saint-Priest qui travaillera avec son propre laboratoire. A la demande de l’Etat, une autre expertise sera conduite en parallèle, par un laboratoire placé sous la tutelle de la DRIR et qui sera payé par COGEMA. Les deux états radiologiques ainsi obtenus seront ensuite confrontés, confrontation qui ne manquera pas de déboucher, ensuite, sur une prise de décisions.

 

Yves LE BARS

Il n’y a pas d’eau potable qui soit contaminée dans le Nord Cotentin. En revanche, il y a effectivement eu, à une certaine époque, une tâche de tritium que nous suivons et qui a généré, dans la rivière Sainte-Hélène, une contamination de l’ordre de 100 Bq/litre de tritium – cette eau n’étant par ailleurs pas buvable, pour d’autres raisons.

Michèle RIVASI

Le représentant du CEA a tout à l’heure évoqué une équipe de 300 chimistes, ce qui représente environ 100 MF, contre 25 MF en 1999 ! Je suis donc ravie que suite à mon rapport, le CEA ait si rapidement satisfait à ma demande de renforcement de la R&D dans le cadre des rejets radioactifs.

Où en sont par ailleurs les méthodes de réduction de rejet concernant l’iode 129, le krypton 85, le tritium et le carbone 14 ?

La DGS a-t-elle réfléchi aux modalités de son éventuelle participation à la fixation des autorisations de rejets ? Comment va-t-elle participer au groupe de travail sur la gestion des déchets ? Il conviendrait en effet que le Ministère de la Santé ait davantage de poids dans cette réflexion.

Noël CAMARCAT

Le budget global des études communes au CEA et à la COGEMA, pour tout le retraitement, s’élève bien à 375 MF. Ce budget permet de financer environ 300 personnes, ainsi que des installations très lourdes. Parmi ces 300 personnes, une quarantaine de chercheurs sont plus spécialisés sur la réduction des rejets liquides et gazeux.

Nous travaillons en outre sur l’iode et le carbone 14. Les travaux sur l’iode concernent principalement la réduction encore plus poussée des rejets gazeux, en partenariat avec COGEMA. Pour le carbone 14, nous sommes encore dans une phase de bilan et de compréhension des partages entre rejets gazeux et rejets liquides. Le krypton fait également l’objet d’une veille technologique.

William DAB

On ne peut qu’être d’accord avec la proposition de Mme la Députée. Il conviendrait en effet de renforcer les processus interministériels existants. Nous souhaiterions en outre avoir, au sein de notre Ministère et de ses agences, des gens qui soient parfaitement compétents –, l’objectif visé étant notamment d’éviter que ne s’instaure entre le monde des ingénieurs, d’un côté, le monde médical de l’autre, une irrémédiable coupure. Dans ce domaine là, comme dans tous les autres relatifs à l’environnement, un travail médico-scientifique doit être mené, auquel doivent prendre part nos équipes. Pour améliorer les performances enregistrées sur des dossiers comme celui qui nous occupe aujourd’hui, il convient en effet de travailler " à cultures croisées ".

André-Claude LACOSTE

L’OPRI et la DGS ont d’ores et déjà été associés à des groupes de travail, tels que celui consacré aux déchets de très faible activité, ou cet autre relatif aux conséquences des rejets de Tchernobyl en France, que j’ai eu l’occasion d’animer. Ces deux instances n’ont toutefois été associées, qu’à la hauteur des moyens dont elles disposaient à l’époque. Aussi conviendrait-il de se pencher sur le problème des moyens.

Michel JOUAN

Nul doute que le partage des cultures dans ces domaines est essentiel à la compréhension des phénomènes.

Je souhaiterais revenir à présent sur l’intervention de mon collègue Pasquier, qui a évoqué dans le détail certaines des opérations de modélisation auxquelles nous nous livrons. Il convient en effet d’opérer une distinction claire entre ces opérations de modélisation – qui permettent de fixer les niveaux de rejets compatibles avec le respect de la protection de la santé –, et les activités de surveillance épidémiologique qui s’adressent à la population générale, laquelle compte quelques individus radio-sensibles, parmi lesquels les jeunes enfants.

Michèle RIVASI

Il faut bien constater que l’activité de l’ANDRA diminue. Il y a donc de moins en moins de déchets A qui arrivent à Soulaines. En outre, lorsque je me suis rendue sur les sites, notamment à Marcoule et à la Hague, j’ai eu l’occasion de m’intéresser au fonctionnement de Centraco. Or, dans la mesure où cette installation est financée par EDF et la COGEMA, j’aimerais savoir qui en a décidé la construction. En outre, en quoi le fait d’incinérer des déchets – ce qui concourt notamment à transformer des déchets A en déchets B – ne pénalise-t-il pas, dans le même temps, le stockage de déchets A à Soulaines ? En tout état de cause, quid de la lisibilité de la gestion des déchets, du choix de Centraco, de l’enquête publique du Cedra prochainement initiée sur le site de Cadarache, de l’enquête publique, concernant l’entreposage de longue durée de l’Uranium 228 d’ores et déjà été lancée à Cadarache, etc. ? Vous concéderez qu’il devient difficile d’y voir clair. Aussi en viens-je à formuler la proposition suivante : ne serait-il pas plus astucieux, vis-à-vis des politiques, de confier à un seul organisme la gestion de l’ensemble des déchets, au plan national ?

André-Claude LACOSTE

Il convient probablement de revenir à la nomenclature opérationnelle des déchets radioactifs, laquelle est fondée sur deux critères : la radioactivité et la durée de vie des déchets. Les déchets les plus radioactifs sont soumis à la loi du 31 décembre 1991. Une certaine catégorie de déchets est stocké dans le centre de stockage de l’Aube. D’autres catégories de déchets, enfin, sont actuellement en cours d’études.

Partant de là, la DSIN a pour objectif de promouvoir une gestion claire, sûre et exhaustive des déchets radioactifs. Pour ce faire, il convient notamment de mettre en œuvre les principes résultant de la loi du 15 juillet 1975 : responsabilité des producteurs ; traçabilité ; lisibilité des systèmes de gestion. Ces principes ont été récemment traduits dans un arrêté signé à cet effet, le 31 décembre 1999, par les Ministres de l’industrie et de l’Environnement, lequel est en cours de publication au Journal Officiel.

De notre point de vue, l’application de ces principes doit aboutir à la mise en place d’un système de filières spécifiques à un type de déchets donné – déchets industriels, déchets de très faible activité, déchets de faible et moyenne activité (cf. centre de stockage de l’Aube et Centraco), déchets de haute activité et à longue durée de vie. La mise en place de ces filières me paraît devoir être poursuivie par les producteurs de déchets, sous la surveillance des autorités qui ont en charge ce contrôle, et qui ne sont autres que les autorités de sûreté d’une part, les autorités sanitaires d’autre part.

Les études déchets, rendues obligatoires par l’arrêté du 31 décembre dernier, doivent à ce titre être désormais mises en œuvre par les producteurs de déchets. Ces études contraignent les producteurs à dire clairement quels sont les déchets qu’ils produisent et à définir les canaux d’évacuation et d’élimination qu’ils doivent mettre en place.

Enfin, le zonage des installations nous paraît essentiel, dans la mesure où il permet de ne pas se fier entièrement aux mesures qui sont faites sur les déchets, mais de savoir d’où proviennent ces déchets.

 

Yves LE BARS

Les flux annuels de déchets pris en charge par le centre de l’Aube sont de l’ordre de 12 000 à 15 000 m3.

Francis CHASTAGNER

Directeur des Centres de surface de l’ANDRA

L’ensemble des livraisons qui ont concerné les centres de stockage de surface – depuis le centre de la Manche, en 1969, jusqu’au centre de l’Aube – n’a cessé de croître, jusqu’en 1990. A partir de cette date, on constate ensuite une baisse régulière, qui tend vers une asymptote, laquelle se situe aux environs de 12 000 à 15 000 m3 pour les années à venir. Pour les années 2003-2004, nous devrions assister à une légère remontée, qui devrait se poursuivre, compte tenu de la mise en œuvre des programmes de démantèlement.

Sur une dizaine d’années, entre 1990 et 2000, il convient de noter que le nombre de m3 de rejets produits par une centrale nucléaire a été divisé par un facteur de l’ordre de 3,5.

Concernant l’incidence de Centraco, les livraisons sur le centre de l’Aube auraient été bien plus importantes si cette installation n’avait pas existé.

Jean-Pierre BOURDIER

Centraco est une installation exploitée par une filiale commune à la COGEMA et à EDF. Sa construction a pour objectif d’économiser de la place à Soulaines. J’ajoute que l’on ne transforme pas de déchets A en déchets B, étant entendu que seule la durée de vie différencie ces deux types de déchets.

Pierre GARDERET

Dans le cadre de la mise en place de filières, il convient d’examiner tout particulièrement l’acceptabilité du conditionnement. En tout état de cause, les opérations que nous faisons subir aux déchets ne visent pas à les faire changer de catégories, mais à en permettre tout simplement le stockage.

Michèle RIVASI

En visitant les sites de Marcoule et de la Hague, je me suis rendu compte que les modalités de conditionnement des déchets B différaient d’un site à l’autre. Comment l’explique-t-on ? Ne serait-il pas plus judicieux d’harmoniser ces différents dispositifs, afin de promouvoir une politique globale plus cohérente dans le domaine de la gestion des déchets ?

André-Claude LACOSTE

Les problèmes de conditionnement des déchets sont évidemment fondamentaux. C’est en effet en conditionnant des déchets que l’on améliore la faisabilité de réussite d’une filière.

Nous œuvrons par ailleurs d’ores et déjà, en liaison avec l’ANDRA, à l’uniformisation des modes de conditionnement. C’est là un travail que nous entamons. Rien ne distingue en effet un déchet d’origine civile d’un déchet d’origine secrète et militaire. Il convient par conséquent d’homogénéiser leurs modes de conditionnement respectifs, et ce en vue de promouvoir une politique de gestion des déchets plus cohérente dans le futur.

Session 2 : Les déchets de très faible activité et la question des seuils d’exemption ou de libération introduits par la directive européenne n°96/29

Présidence de M. Jean-Yves LE DEAUT, Premier Vice-Président de l’Office parlementaire

Jean-Yves LE DEAUT

L’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques a décidé de procéder à des auditions publiques et contradictoires sur tous les sujets qui lui sont soumis. Ainsi, pour le sujet d’aujourd’hui, en accord avec Michèle Rivasi, nous sommes parvenus à un parfait équilibre entre membres d’associations, industriels et représentants de l’administration.

Le calendrier de l’Office sera serré cette année. En effet, le 23 février, le rapport sur le clonage, les thérapies cellulaires et l’utilisation thérapeutique des cellules embryonnaires sera présenté. Le 2 mars, il est prévu d’organiser les auditions publiques sur le rayonnement synchrotron, sachant que le rapport sera présenté le 15 mars. Le 16 mars, une audition concernant les neurosciences et le vieillissement cérébral doit avoir lieu.

Yves COCHET

Pourquoi me regarder ?…

Jean-Yves LE DEAUT

C’est involontaire. Ces problèmes synaptiques nous concernent tous.

Le 5 avril, l’audition concernera les programmes multilatéraux de soutien à la recherche et à l’innovation, notamment pour les PME. Le rapport sur les moyens à mettre en œuvre pour améliorer la sécurité des tunnels routiers et ferroviaires français sera également présenté dans les jours qui suivront.

Le rapport de Christian Bataille sur les possibilités d’entreposage et de stockage des combustibles irradiés et des déchets radioactifs dans les installations situées en surface ou subsurface sera présenté le 16 mai. Le 17 mai, des auditions seront organisées sur la reconversion des stocks de plutonium militaire. Le 24 mai, nous traiterons des vols habités dans le domaine spatial.

Le 15 juin, la première partie du rapport sur le contrôle de la sûreté des installations nucléaires civiles, notamment sur les aides accordées aux pays d’Europe centrale et orientale, sera présenté. Nous traiterons également des perspectives offertes par les technologies de pile à combustible. La Commission nationale d’évaluation sera reçue à cette occasion.

Au mois d’octobre, il est prévu une audition publique sur les changements climatiques et sur les problèmes de pollution atmosphérique.

Après avoir remis en avril 1992 mon rapport à l’Office concernant la gestion des déchets très faiblement radioactifs, j’ai continué à travailler en montrant notamment que les problèmes de sûreté rejoignaient les problèmes de radioprotection. Ainsi, en juillet 1998, j’ai rendu un rapport au Premier ministre concernant le système français de radioprotection, de contrôle et de sécurité nucléaire intitulé " La longue marche vers l’indépendance et la transparence ". Il s’agit aujourd’hui de commencer la longue marche vers le texte de loi.

Comme je l’ai indiqué à Bettina Laville à maintes reprises, je souhaitais que nous abordions l’ensemble des questions posées. Déjà, les auditions publiques de la semaine dernière sur la centrale du Blayais ont donné lieu à des débats nourris et à de bonnes questions, même si elles étaient posées un peu tardivement. Elles ont montré que le Parlement pouvait exercer sa mission de contrôle vis-à-vis de gouvernement et des organismes qui en dépendent. Il s’agit de renforcer cette mission en trouvant progressivement nos marques et en surmontant les problèmes de procédure qui sont mineurs.

Ces auditions ont été saluées par la presse française et étrangère. Seul le Canard Enchaîné a considéré que les sénateurs " dormaient ", ce qui est un peu injuste. En tout cas, nous souhaitons que les auditions publiques continuent d’être ouvertes à la presse pour encourager le débat démocratique sur des sujets aussi compliqués. Conformément à la règle, elles verront la participation du Président de Commission, du Président de la Commission d’enquête ou du Président d’une Délégation à côté du rapporteur. Aujourd’hui, nous accueillons M. Yves Cochet, vice-président de l’Assemblée nationale.

Nulle doute que ce rapport favorisera les évolutions positives dans notre pays comme les autres rapports de l’Office.

Michèle RIVASI

Pour débattre de la transposition de la directive, je demanderai aux intervenants de faire le point sur l’architecture juridique retenue. Les exploitants nous feront part de leur vision concernant les seuils d’exemption et de libération. EDF et le CEA entre autres traiteront de la question de l’évaluation des volumes de déchets issus du démantèlement, notamment celui de Brennilis, et de leurs coûts. Enfin, les solutions techniques concernant les " déchets interdits " (radifère, tritium, carbone 14) et les déchets TFA seront évoquées.

Mme Bettina Laville qui n’a pas pu venir ce matin va tout d’abord aborder la question des rejets radioactifs et de la gestion des déchets en nous expliquant peut-être pourquoi la COGEMA n’a pas mentionné la modification de ces rejets dans son enquête publique.

Bettina LAVILLE

Conseillère du Premier ministre

J’ai été retenue ce matin au Conseil d’Etat pour présenter le projet de loi sur la chasse. Mais mes discussions avec quelques collègues m’ont appris que vous avez amplement parlé des questions de la convention OSPAR et des enquêtes publiques de La Hague. Je n’entrerai donc pas dans les détails techniques, sauf si vous avez des questions.

Ce gouvernement sous l’impulsion de Mme Voynet, de MM. Strauss-Kahn, Sautter et Pierret et sous l’étroite surveillance du Premier ministre, a profondément modifié le paysage nucléaire en deux ans et demi, cette évolution s’inscrivant dans le cadre d’une politique énergétique globale.

Ainsi, des décisions importantes ont été prises. Je pourrai citer la fermeture de Superphénix et la réunion de deux Comités interministériels en 1998 et 1999 qui ont décidé de diversifier notre approvisionnement énergétique en donnant 500 millions de francs à l’ADEME pour les énergies renouvelables et ce en maintenant majoritaire l’option nucléaire.

Je pourrai également citer les décisions difficiles – jugées par quelques-uns comme impossibles à prendre jusqu’à présent – sur la création de laboratoires d’enfouissement et de site de stockage de surface, sachant qu’un autre site éventuel de stockage est en cours de recherche.

Sur la base du rapport de M. Jean-Yves Le Déaut, un projet de loi sur la transparence nucléaire a été présenté. La presse s’est d’ailleurs fait l’écho – parfois de manière inexacte – des différents arbitrages.

Je précise qu’il n’est pas question d’abandonner ce projet, comme j’ai pu le lire. La Ministre chargée de l’Environnement et de l’Aménagement du territoire et le Ministre de l’industrie y sont extrêmement attentifs. Il nous a simplement fallu revoir le projet, compte tenu des questions soulevées par le Conseil d’Etat.

Ainsi, cette notion de transparence nucléaire recouvrait il y a deux ans et demi seulement des mots appartenant au discours d’investiture du Premier ministre. Elle trouve aujourd’hui une traduction concrète, comme il se doit, avec des discussions concernant son inscription dans les textes qui pose notamment des problèmes importants de constitutionnalité.

Il me paraît donc injuste de parler de retard ou de lenteur après le travail important réalisé par le gouvernement. Mais il reste à continuer de travailler en profondeur concernant la politique de communication sur la sûreté nucléaire et l’approvisionnement énergétique, ce travail devant aboutir dans les prochaines semaines.

Concernant les cinq enquêtes publiques ouvertes début février sur les usines de La Hague, le gouvernement a mené un travail d’extrême vigilance qui s’avérait absolument indispensable. Ce processus, qui n’était pas évident, s’est inscrit dans le contexte de la conférence de Sintra portant sur l’application de la convention OSPAR.

Mme Voynet a joué un rôle moteur en tant que Chef de la Délégation à Sintra dans l’évolution de la négociation, le gouvernement s’étant saisi de la position française très en amont.

La réunion du 17 juillet 1998 que j’ai présidée et qui devait rapprocher l’ensemble des points de vue français a montré une réelle évolution. Par ailleurs, le gouvernement actuel ne considère plus que la notion de rejet zéro est taboue, contrairement à ce que j’ai pu connaître sous de précédents gouvernements.

Le mérite de Mme Voynet a été de conduire plusieurs pays, notamment l’Irlande et le Danemark, à accepter la référence aux valeurs de concentration et à éviter l’isolement de pays dits " nucléaires " comme la Grande-Bretagne. Il a été décidé de distinguer la radioactivité naturelle et la radioactivité artificielle (ou supplémentaire) qui doit tendre vers zéro.

Il me semble que ce succès est à mettre à l’actif de la France dont la position a évolué grâce à l’arrivée de ce gouvernement.

Face aux demandes d’autorisation de la COGEMA, nous étions dans l’obligation d’appliquer la convention et de traduire en termes techniques l’objectif fixé. Je ne vous cache pas que le débat a été un peu vif à certains moments. Mais le gouvernement a clairement indiqué au Directeur de la Sûreté nucléaire – à qui je rends hommage – que cette disposition tendant à la suppression des rejets devait être respectée.

Conformément au décret du 4 mai 1995 relatif au rejet des fluents liquides et gazeux et aux prélèvements d’eau des installations nucléaires de base, nous ne pouvons pas imposer dans le dossier d’enquête publique les valeurs prescrites par le gouvernement. En revanche, le dispositif législatif nous permet de les lui imposer sans enquête publique, c’est-à-dire sans information publique.

Après quelques atermoiements au cours du premier semestre 1999, le Président de la COGEMA estimait que cette notion ne devait pas figurer dans le dossier d’enquête publique, celui-ci satisfaisant déjà aux conditions de la convention OSPAR. En revanche, le Directeur de la Sûreté nucléaire souhaitait que les autorisations de rejet de la COGEMA soient abaissées.

Après des discussions entre Mme Lauvergeon et ses ministres de tutelle, notamment la Ministre de l’Environnement, il a été décidé que Cogema indiquerait quelles sont les possibilités techniques à sa disposition pour atteindre les objectifs de la Conférence de Sintra au lieu de mentionner des valeurs précises. Au terme du processus d’enquête publique, le gouvernement aura toujours la possibilité de fixer des valeurs conformément aux textes internationaux.

Ce faisant, nous n’avons pas renoncé à abaisser les rejets de la COGEMA dans le contexte actuel de prescriptions techniques. Il a seulement été décidé de procéder à l’abaissement après l’enquête publique. A ce propos, un rapport présidé par un certain nombre de scientifiques, dont Mme Sugier que je remercie, nous a permis de nous assurer que les prescriptions techniques de la COGEMA dans l’enquête publique tenaient compte des dispositions de la convention OSPAR.

Aujourd’hui, la COGEMA demande l’autorisation de produire 1 700 tonnes maximum par an avec une capacité de 1 000 tonnes pour UP 3 et UP 2/800. Des instructions extrêmement fermes ont été données pour que les trois installations faisant actuellement l’objet d’une enquête publique – l’une d’entre elles étant destinée à être fermée – respectent ce niveau de production, sachant que l’addition des capacités maximales de deux usines atteint 2 000 tonnes par an.

Mais j’ajoute qu’il existe une autorisation nouvelle pour des combustibles qui n’étaient pas utilisés jusqu’à présent par la COGEMA. En tout cas, il reviendra à la puissance publique de donner le seuil d’autorisation de rejet de la COGEMA. Je précise que la capacité se maintiendra à 1 700 tonnes, malgré l’ouverture d’une unité, puisqu’il est prévu d’en fermer une autre.

La Présidente de la COGEMA et ses ministres de tutelle débattent actuellement d’une valeur d’impact minimale pour l’environnement. Mme Lauvergeon s’est engagée à limiter l’impact de l’usine de La Hague à 30 µSv par personne par an, cette valeur étant considérée par l’ensemble des spécialistes internationaux comme non significative sur le plan radiologique.

Sur le fond, les spécialistes de la radioprotection débattent de l’impact zéro. Nous n’excluons pas l’idée d’abaisser le seuil de 30 µSv. J’en ai encore discuté récemment avec la Présidente de la COGEMA.

En tout cas, le Premier ministre et le gouvernement feront preuve de beaucoup de vigilance. Après un an d’attente, nous nous réjouissons que l’enquête publique ait pu commencer dans un environnement technique et un climat administratif plus propice qu’auparavant en répondant aux attentes du public concernant ce type d’installation.

Jean-Yves LE DEAUT

Nous sommes heureux de ces précisions. Il est clair que l’Etat doit intervenir dans un certain nombre de domaines comme la création et le démantèlement des centrales, la conduite des relations internationales, la production de normes, la gestion des crises, etc. Mon rapport sur la transparence et l’information nucléaire ne visait pas à réduire le pouvoir régalien de l’Etat. Mais, au jour le jour, les autorités doivent pouvoir réagir rapidement, comme l’a montré l’expérience du Blayais. Sans aller vers un niveau zéro de rejet qui bloquerait la filière, l’objectif est de limiter ces rejets en examinant l’ensemble des possibilités techniques. En tout cas, nous reconnaissons les progrès réalisés ces deux dernières années et la nécessité de faire aboutir le projet de loi, même si le Conseil d’Etat a soulevé un certain nombre de questions.

William DAB

Les discussions en cours examinent la possibilité d’inclure dans le code de la santé publique les principes de justification, d’optimisation et de limitation de la radioprotection. Je signale également que, sur le plan réglementaire, il est prévu d’adopter trois décrets en Conseil d’Etat concernant la protection des travailleurs, la protection des populations et les interventions d’urgence.

Par ailleurs, en complément du régime d’interdiction d’addition intentionnelle des substances radioactives dans les denrées alimentaires, il sera introduit un régime d’autorisation interministérielle d’addition intentionnelle des substances radioactives dans les produits de consommation et de construction.

Les industries utilisant des matières contenant des radionucléides non utilisées pour leurs propriétés radioactives seront ainsi obligées de faire réaliser une estimation des doses auxquelles les travailleurs et les populations seront soumis. Ce point fait référence à l’expérience de la laine de verre Isover de Saint-Gobain. La nouvelle limite de dose annuelle est fixée à 1 mSv pour la population.

Concernant les seuils de libération – c’est-à-dire les seuils de dispense d’autorisation pour les déchets de très faible activité –, la directive EURATOM ne permet pas de les déterminer précisément. En effet, les critères fixés par cette directive demeurent relativement flous. Néanmoins, il faut savoir que la question du seuil est récurrente dans le domaine de la radioprotection.

Les services de la Direction Générale de la Santé qui ont d’abord plaidé pour la définition de seuils génériques acceptables sur le plan sanitaire ont ensuite pris conscience des risques de remise en cause de la transparence et d’augmentation des sujets à controverse avec la multiplication des seuils réglementaires (30 µSv, 10 µSv,…).

En tout cas, la Direction de la Santé estime que l’appel à des seuils génériques n’est pas uniquement d’ordre scientifique. La crédibilité d’un régime d’autorisation passe aussi par la mise en place de moyens de contrôle suffisants. Il convient de respecter un équilibre général dans ce domaine en examinant la gestion des risques dans leur globalité.

Par exemple, il faut savoir que le dispositif d’inspection et de contrôle pour les risques de cancer liés à l’amiante n’est pas aussi richement doté que celui pour le nucléaire. Ainsi, il serait malvenu de toucher à la part de crédits des secteurs les plus mal lotis.

Jean-Yves LE DEAUT

Avez-vous mis en place une échelle des risques ?

William DAB

Non. Il nous semble que la question ne se pose pas en termes épidémiologiques, sanitaires ou d’évaluation des risques. Il s’agit d’un débat de nature politique qui doit définir une doctrine de gestion. L’administration doit seulement fournir les données explicitant les enjeux, sachant que la Direction de la Santé n’a pas défini de positions claires concernant les seuils de dispense d’autorisation. Même si un argumentaire se construit, aucune solution sanitaire ne s’impose.

Historiquement, la filière nucléaire a été la première à intégrer les risques sanitaires dans son activité. Ainsi, elle a exporté ses modèles d’évaluation de gestion des risques dans le domaine de la santé environnementale. C’est en étudiant les travaux épidémiologiques et radio-toxicologiques sur les risques de cancer liés aux doses que la notion d’absence de seuil a été discutée scientifiquement pour la première fois.

Je précise que, du strict point de vue épidémiologique, aucun argument scientifique ne permet de justifier l’existence ou non de seuils. La question de la définition ou non d’un seuil n’a pas encore trouvé de réponse. Mais, même s’il n’est pas observable, le risque peut bel et bien exister, sachant que les méthodes d’études des populations sont de sensibilité assez limitée.

Cela étant, les travaux concernant l’interaction entre les facteurs environnementaux et génétiques montrent que la notion de seuil unique n’a plus de sens, puisqu’il existe une distribution statistique des seuils dans les populations. Michel Jouan parlait ce matin à ce propos de " radiosensibilité différentielle " dans la population. Cet état de fait justifie en tout cas l’intervention de la puissance publique pour protéger les personnes les plus fragiles.

Il nous paraît important que les plans de gestion des déchets soient approuvés par des mécanismes interministériels auxquels le ministère de l’Emploi et de la Solidarité est prêt à participer. Je répète que cette question des seuils n’est pas seulement d’ordre médical ou scientifique. Elle recouvre la conception politique du principe de précaution.

Michèle RIVASI

L’article 4 du projet de décret met fin à la polémique entre le décret de 1966 et la directive, puisqu’il maintient l’interdiction liée à l’addition intentionnelle de substances radioactives dans la production et la fabrication de produits de consommation.

En revanche, vous êtes moins clair concernant les seuils de libération. La directive prévoit que ces seuils (qui touchent les INB et les ICPE) seront fixés par les autorités. Ainsi, j’aimerais savoir si la DGS maintient sa position consistant à fixer des seuils de libération. Dans ce cas, par qui ces seuils seront-ils fixés ? Il me semble que la position française s’en tenait à la traçabilité.

Enfin, je précise que nous maintenons les principes de justification, d’optimisation et de limitation. Nous n’avons jamais dit que l’objectif d’impact zéro revenait à fixer un seuil de 30 µSv pour la COGEMA, sachant que la directive fixe le seuil à 10 µSv. Nous devons encore en débattre.

Bettina LAVILLE

Elle le fixe en dessous de 30.

Michèle RIVASI

Cela peut aller de 30 à 60. Mais j’aimerais avoir une réponse précise sur les seuils de libération.

William DAB

Le Directeur général de la Santé n’a pas pris position. Nous souhaitons poursuivre les échanges avec nos collègues de la DSIN. Il n’est pas exclu que nous adoptions des seuils génériques, à condition que la définition de ces seuils repose sur des scénarios d’exposition explicites et validés. Si nous refusons les seuils d’exemption…

Michèle RIVASI

Nous parlons de seuil de libération. Les seuils d’exemption renvoient à d’autres dispositions. A ce propos, vous ne précisez pas s’ils sont limités à une tonne, comme le prescrivait la directive. Je rappelle que les seuils de libération touchent seulement les INB et les ICPE, alors que les seuils d’exemption peuvent concerner les installations non nucléaires.

William DAB

Absolument. Cela étant, il convient d’examiner les conséquences de ces solutions. Les évaluations d’impact dosimétrique par exemple nécessitent un certain nombre de moyens. Nous sommes à ce sujet en discussion avec l’OPRI. Les pouvoirs publics doivent avoir les moyens d’exercer leur responsabilité dans tous les cas de figure.

Jean-François LACRONIQUE

Je rappelle que le ministère du Travail est chargé de coordonner les travaux du Comité de transposition. Nous participons seulement à ce Comité en tant qu’organisme d’appui chargé par exemple d’étudier la faisabilité de certaines dispositions.

Je signale cependant que nous en sommes à la rédaction du décret sur l’exposition des travailleurs qui suit une étape d’étude contradictoire par un certain nombre de partenaires sociaux. La version actuelle nous paraît recueillir un assez large consensus.

Ainsi, nous pourrons bientôt saisir les cinq comités consultatifs prévus avant de saisir le Conseil d’Etat, sachant qu’un texte valide devrait être disponible avant la fin de l’année 2000, c’est-à-dire avec un certain retard, la directive devant normalement être applicable le 13mai prochain.

En plus des remarques de William DAB concernant les normes pour les travailleurs (20 mSv) et pour les populations (1 mSv), je signale qu’il n’y a pas de consensus concernant le seuil dit " trivial " d’exposition fixé à 30 µSv par an pour la COGEMA. Le seuil prévu par la directive de 10 µSv ne s’applique pas aux installations nucléaires.

J’ajoute que la directive mentionne le cas des interventions d’urgence. Il faudra donc aussi consulter la Direction de la sécurité civile du ministère de l’intérieur pour cette question, sachant que ces interventions devront être justifiées par des niveaux non encore déterminées.

La directive intègre également la prise en compte de modèles physiologiques (pulmonaire, rénale, hépatique, digestif) pour affiner les normes. Par exemple, les modèles pulmonaires pourront prendre en compte des éléments de granulométrie, de diffusion, etc.

Enfin, je suis d’accord pour dire qu’un certain nombre de points relèvent du domaine politique.

Michèle RIVASI

Je croyais qu’une circulaire devait sortir concernant les seuils d’intervention d’urgence. Il avait été prévu d’inclure le dispositif dans le décret et non plus dans le projet de loi sur la transparence.

Bettina LAVILLE

Le calendrier parlementaire est actuellement assez encombré, compte tenu du travail sans relâche du gouvernement. C’est pourquoi nous avons pensé l’intégrer dans un projet englobant d’autres dispositions. En tout cas, nous chercherons le vecteur législatif le plus rapide.

André-Claude LACOSTE

Je comprends l’intervention de M. William Dab qui a évoqué la situation dans les installations nucléaires de base, les installations industrielles et les hôpitaux. De fait, la situation devient rapidement très complexe lorsque la question du " nucléaire diffus " et celle des moyens à mettre en œuvre pour faire respecter les règles sont abordées. Me bornant aux seules installations nucléaires de base, je rappelle simplement que la gestion des problèmes de radioactivité, notamment des déchets, doit être sûre, claire et exhaustive. Autrement dit, il convient de mettre en avant la responsabilité des producteurs, la traçabilité et la lisibilité du système

Les ministres de l’industrie et de l’Environnement ont signé un arrêté le 31 décembre 1999 qui met justement en place un système de gestion des déchets sans seuils de libération ou d’exemption. Fondé sur un document qui doit être approuvé par l’administration, il prévoit la mise en place de filières plus ou moins compliquées pour les INB, selon la nature des déchets. Dans ce cadre, un dispositif de traçabilité, d’autorisation, d’information du public et d’évaluation de l’impact sur les travailleurs, les populations et l’environnement est prévu. Ainsi, aucun seuil n’a été fixé pour ne pas laisser penser que tout est permis en deçà de cette limite en ce qui concerne le mode de gestion.

Jean-Yves LE DEAUT

Le démantèlement pose des problèmes financiers importants. Mais, à partir du moment où aucun seuil n’est fixé, il faut savoir s’il convient de définir des zones au sein d’une INB selon le degré d’exposition à la radioactivité. Il paraît nécessaire de mettre fin à des interprétations erronées, y compris concernant des propos du Directeur de la DSIN.

André-Claude LACOSTE

Le zonage consiste à définir des territoires d’où ne peuvent sortir que des déchets conventionnels. Il est tiré de la conception des installations à l’origine, des règles de fonctionnement, de la connaissance des incidents et accidents, ainsi que de la vérification par mesure. Une partie de la réglementation à mettre en place est fondée sur ce zonage. S’il existe des zones " blanches ", il faudra le démontrer.

Michèle RIVASI

La mise en place de ce système peut poser problème, si l’historique des installations n’est pas connue, notamment en termes de contamination ou de manipulation. J’aimerais connaître le seuil que vous vous fixez pour opérer le zonage. J’imagine qu’il existe des seuils pour les gravats ou les ferrailles.

Jean-Yves LE DEAUT

Il faut bien déterminer un seuil pour les zones " blanches " en cas de risque. Que faire en cas de contestation ?

André-Claude LACOSTE

Ce système fait l’objet d’une expérimentation à Brennilis. Mais il s’agit de définir des zones exemptes de contamination ou de radioactivité. En cas de doute, la zone est considérée comme suspecte et il est prévu l’intégration à une filière de traitement contrôlé. Ce faisant, nous éviterons d’arriver à des complications extrêmes.

Michèle VIALA

Nous avons réalisé plusieurs études d’impact théorique pour orienter la réflexion. En nous basant sur un stockage générique de déchets TFA avec une activité de 1 à 100 Bq/g et en prenant une grande variabilité de paramètres de stockage avec 100 TBq bêta gamma et 2 TBq alpha (largement inférieurs aux niveaux attendus pour des déchets TFA), soit 250 000 m3 de déchets, l’impact sur le groupe critique vivant très proche du site pouvait atteindre 0,001 à 50 µSv par an.

Concernant les filières de recyclage conventionnelles comme les huiles ou l’amiante, l’exposition dans les postes de travail à l’intérieur des unités de recyclage variait entre 0,1 et 300 µSv par an, sachant qu’elle était généralement supérieure à celle du public. C’est pourquoi il était nécessaire de considérer que ces industries devaient entrer dans les filières.

Les valeurs pour l’exposition des publics à des produits valorisés (chantier de travaux publics, contamination par les cimenteries ayant procédé à des recyclages) du type amiantifère et calorifuge ne dépassaient pas 10 µSv par an concernant une valorisation en grave routière. Concernant les filières huiles, les valeurs pour les recyclages en cimenterie variaient de 10 à 100 µSv. Les valeurs pour les recyclages en incinération ne dépassaient jamais 1 µSv.

Les valeurs concernant les déchets sortis d’INB ou d’ICPE étaient donc très inégales. Pour les substances issues du système médical, les valeurs auraient été beaucoup plus basses, compte tenu de la durée de vie très courte des radionucléides.

Michèle RIVASI

L’IPSN a-t-il travaillé sur la justification de doses par rapport à l’incinération de Centraco ?

Michèle VIALA

Les dossiers de Centraco expertisés par l’IPSN ont montré les impacts sur les postes de travail et sur les protections prévues par l’exploitant.

Michèle RIVASI

Quelles sont ces estimations ?

Michèle VIALA

Je n’ai pas à l’esprit les chiffres concernant Centraco.

André-Claude LACOSTE

Le premier dossier fourni n’était pas satisfaisant du point de vue de la radioprotection. C’est pourquoi l’autorisation de fonctionnement de Centraco avait été différée. Je n’ai pas gardé en mémoire le chiffre concernant le dossier révisé qui a fait l’objet d’une autorisation.

Michèle RIVASI

Les associations souhaitent-elles s’exprimer concernant la directive ?

Monique SENÉ

Les discussions que je viens d’entendre me semblent devoir poser la question du contrôle en cas de fixation d’un seuil. Cela étant, il faut savoir qu’il n’existe aucun seuil pour les déchets TFA. C’est pourquoi ces déchets sont présents un peu partout à Villejuste dans une usine d’incinération d’ordure, à Saint-Ouen-l’Aumône, etc.

Par ailleurs, cette absence de seuil conduit à des difficultés en matière de définition de zonage comme à Saclay. En effet, le Centre de Saclay a décidé de reprendre l’ensemble des centres contaminés dans les années 50, 60 et 70, comme le Bouchet. Il est question d’installer un portique sur le site d’entreposage pour éviter les sorties.

Il me semble important de distinguer la question de la transposition et du contrôle en ce qui concerne la directive. Je ne polémiquerai pas sur le fait que le texte sera seulement prêt au mois de décembre, alors que le délai prescrit par la directive était le 13 mai. Je souhaiterais uniquement souligner la nécessité d’apurer le passé avant de parler de transposition.

Je vous invite à visiter la décharge couverte se trouvant à côté de l’usine du Bouchet qui contient des radifères pleine terre. Il y aurait 20 grammes de radium près de la Jouyne qui se jette dans l’Essonne et file vers la Seine. Il me semble que, sans cet apurement, il ne sera pas possible d’évoquer la question et d’être crédible auprès des populations.

Le site ANDRA près de La Hague pose aussi des problèmes importants, compte tenu de la présence d’un fût contenant du plutonium qui est situé au-dessus de trois étages de béton. Seulement, il faudrait exposer des travailleurs et trouver un autre site pour entreposer les déchets radifères pour l’atteindre.

Il faut aussi tenir compte des autres matières en présence. Le site de La Hague contient 24 000 tonnes de plomb. Les démantèlements occasionneront également le traitement de béton radioactif, ce qui nécessite d’être particulièrement vigilant. Autrement dit, je suis favorable à la mise en œuvre de la directive. Mais j’aimerais attirer l’attention sur la question des seuils et du poids du passé.

Roland DESBORDES

Les débats qui ont cours depuis ce matin sur les normes et leur application me paraissent tout à fait édifiants. Le nucléaire était considéré comme une industrie ne posant aucun problème de sécurité en 1977. Ainsi, la CPIR a estimé en 1985 qu’il convenait de diminuer le seuil de 5 mSv à 1 mSv pour tenir compte des évolutions scientifiques. Cela étant, contrairement aux discours des exploitants, le niveau de prudence n’a pas changé. La relation définie dans la CPIR est seulement définie comme la plus " probable ", sachant que la France a été l’un des derniers pays à appliquer la nouvelle norme.

Avec la transposition de la directive, nous passons de scénarios extrêmes – M. Pasquier ayant proposé par exemple ce matin d’installer son hamac en haut d’une cheminée pour mesurer les effets – à des scénarios réalistes. Le groupe Radioécologie Nord Cotentin a travaillé sur ce type de scénario pour mesurer les doses reçues. Ainsi, nous avons écarté de l’assiette alimentaire les algues par exemple, les études ayant montré que les populations n’en consommaient pas. Les crustacés comme les homards ont aussi été écartés du champ proche. Nous avons seulement intégré les produits consommés et consommables. Cela étant, l’eau sous le centre de stockage de la Manche qui a des niveaux d’activité connus n’est pas consommée, mais fait partie du patrimoine environnemental. Il nous semble donc inadmissible de ne pas tenir compte de cet aspect pour les études d’impact.

La notion de probabilité vise à prendre en considération les situations particulières. Cependant, l’évaluation d’une probabilité " négligeable " mentionnée par la directive ne me paraît pas sérieuse. S’élevant à 1 % dans les scénarios, elle correspond à la probabilité qu’a un enfant de trouver un élément radioactif d’une décharge donnée, ce qui divise par cent la dose administrée. Ce système me paraît extrêmement dangereux. Par ailleurs, il faut savoir que, dans un site comme La Hague, la population concernée n’est pas celle du canton de Beaumont-La Hague. La radioactivité des rejets aériens et liquides en mer est détectable jusqu’au Danemark. La notion de dose collective est donc importante. Elle permet de tenir compte de l’ensemble de la population concernée par le risque.

Ainsi, la radioprotection risque de se dégrader si certaines précautions ne sont pas prises. Je rappelle que le seuil défini par la directive est de 10 µSv par an, non de 30 µSv. Par conséquent, je ne comprends pas pourquoi un dossier d’enquête publique fait référence à une valeur de 30 µSv.

Les décrets, notamment le décret 66/450, ont interdit les ajouts de matière radioactive dans les biens de consommations (jouets, alimentation, etc.). Mais la directive prévoirait des dérogations, ce qui me paraît très dangereux. Même si le ministère a décidé de ne pas en tenir compte, j’aimerais savoir quels biens précisément cette interdiction concerne. Nous avons des exemples d’abus concernant notamment l’ajout de matières radioactives dans la laine de verres. Une fois ces déchets TFA trouvés dans les décharges, l’arrêté préfectoral a condamné l’exploitant à trouver des solutions. Cependant, celui-ci a dû amortir ses investissements (four, matériels, etc.). Ainsi, il n’a été à aucun moment question de valoriser la laine de verre en éliminant le déchet.

Concernant l’uranium appauvri participant à l’élaboration des bijoux, il s’agit d’une matière radioactive avec des millions de becquerels par kilogramme. La COGEMA commercialise ces poudres d’uranium à des cristalleries comme celle de Limoges, alors que cette activité a été interdite par le décret 66/450, comme l’a précisé la Direction des installations et de la sûreté nucléaire. A notre avis, l’ajout doit s’effectuer au cas par cas avec l’interdiction érigée comme principe – celle-ci devant être explicite pour les biens de consommation (produits d’alimentation, médicaments, etc.) – et l’autorisation doit demeurer l’exception au vu de dossiers argumentés d’un point de vue économique. Nous demandons également que le consommateur soit informé. J’observe que personne n’en a parlé jusqu’à présent. La laine de verre doit être étiquetée comme comprenant des matières radioactives, l’objectif étant de décourager ce type de pratique par d’autres fabricants comme Lafarge.

Concernant le seuil d’exemption, aucune définition n’existait en dessous de 100 000 Bq/kg concernant la radioactivité artificielle. La nouveauté de la directive a été de créer des seuils différenciés selon les éléments. Auparavant, la directive fixait un seuil unique et une limite en matière d’activité totale, ce qui laissait la possibilité aux exploitants de choisir entre les deux. Certes, certains de ces seuils différenciés sont beaucoup plus bas que 100 000 Bq/kg. Mais d’autres nous paraissent incompatibles avec la limite fondamentale de 1 mSv par an pour le public, si les pratiques doivent être courantes. Il faudrait les revoir à la baisse.

Concernant les installations, M. Lacoste a indiqué que le zonage était difficile et nécessitait de reprendre l’historique. Mais l’évaluation dépendra aussi des d’appareils utilisés sachant que des appareils performants abaisseront le seuil. Il sera donc nécessaire de définir un seuil pratique pour délimiter les zones. Je demande qu’on arrête de se réfugier derrière des considérations vagues. Concernant la traçabilité, je suis d’accord pour qu’elle ne s’applique pas seulement aux déchets classés radioactifs. Je sais par exemple que certains déchets classés inactifs sont sortis de Brennilis. La traçabilité doit s’appliquer à tous les autres types de déchets afin que n’importe quel expert indépendant ou citoyen connaisse l’origine du produit lors d’un contrôle inopiné.

Nous demandons aussi la transparence concernant les prix en cours dans la filière d’élimination de manière à identifier les anomalies. Il n’est pas acceptable que Comurhex négocie à plus de 1 000 francs la tonne le traitement des déchets industriels banals. Pour revenir à la directive, les niveaux d’intervention en crise me paraissent très élevés. A partir de quel niveau les pastilles d’iode seront-elles distribuées ? Il me paraît aussi très grave que le fœtus reçoive également sa dose de 1 mSv, comme toute personne humaine.

Pierre BOILLEY

Je précise que les recommandations sont basées sur la CIPR 60, qui prend seulement en compte les cancers, ce qui a conduit à une augmentation des risques par rapport à la précédente. Les risques considérés comme acceptables ont été multipliés par cinq en passant de 1.10– 6 à 5.10– 6 cas de cancer. La CPIR n°1 relative aux risques sur le patrimoine génétique est également passée sous silence, alors que l’impact notamment des rejets à vie longue sur l’environnement et les populations est réel.

Je mets également en garde contre les risques d’utilisation des seuils pour banaliser les pollutions. Il n’est pas acceptable que les exploitants se donnent le droit de polluer sous prétexte que les seuils ne sont pas dépassés. Au-delà de l’objectif de rejet zéro affiché, les populations doivent être informées du fait que des autorisations continuent d’être accordés. Le passage du becquerel au sievert paraît inimaginable dans le cas de recyclage de matières radioactives. Le groupe Radioécologie Nord Cotentin a eu l’occasion de travailler à ce sujet.

Rémi PARMENTIER

Le point de vue de M. Le Déaut concernant les conséquences des rejets zéros sur la filière nucléaire n’aurait sans doute pas été le même, s’il avait été présent ce matin. British Nuclear Fuel et la COGEMA qui sont des opérateurs de centres de retraitement ont indiqué, lors d’une récente réunion technique de la convention OSPAR, la nécessité de définir la notion de concentration zéro. Or, dans le cadre des décisions concernant la prévention de la pollution, il a été établi la nécessité de tendre vers la " cessation " des rejets, des émissions et des pertes des substances toxiques persistantes et bio-accumulables. Il ne peut y avoir deux définitions. Par ailleurs, il est tout à fait possible de connaître une réduction d’exposition tout en ayant une augmentation de concentration. C’est pourquoi la convention OSPAR a visé des concentrations de niveau zéro, la proposition des opérateurs de s’en tenir seulement à l’exposition ayant été rejetée.

Jean-Yves LE DEAUT

Le thème de l’étude a été l’impact des déchets nucléaires sur l’homme, l’environnement et la biosphère. Il faut reconnaître la diversité des points de vue, sachant que certains souhaitent une fermeture de la filière. Cependant, il me semble que l’objectif de réduction des rejets n’est pas incompatible avec la reconnaissance de l’importance économique de la filière. Le gouvernement a d’ailleurs adopté cette position. L’objectif assigné par la convention OSPAR est tout à fait louable. Mais il ne faudrait pas bloquer la filière en posant trop de contraintes dans une loi et si les possibilités techniques ne permettent pas d’atteindre l’objectif de rejet zéro. Nous pouvons arriver au compromis consistant à réduire de manière suffisamment progressive les rejets pour maintenir la filière nucléaire tout en étudiant l’impact sur l’environnement. La question du seuil est une question ancienne déjà abordée par mon rapport de 1992. Il existe des risques inacceptables et tolérables que notre société doit définir.

Monique SENE

Ce risque doit non seulement être tolérable, mais défini par tout le monde.

Yves COCHET

Vice-Président de l’Assemblée nationale

Le débat entre les défenseurs et détracteurs de la filière nucléaire continuera. Il me paraît d’ailleurs tout à fait conforme aux principes de démocratie. Il y a quelques dizaines d’années, la transparence n’était pas aussi évidente qu’aujourd’hui. A l’époque, M. Messmer a pris une décision gouvernementale importante qui n’avait pas vraiment fait l’objet d’un débat national.

La question des déchets (urbains ou industriels) est très à la mode. Cela étant, il me semble qu’il sera nécessaire dans le cadre des prochains démantèlements de distinguer entre les déchets actifs et inactifs. M’étant intéressé à la directive Voynet du 28 avril 1998, je me suis en effet aperçu que certains déchets nucléaires se trouvaient dans les camions en direction des centres d’enfouissement technique dépourvus de portiques.

La question est de savoir comment des déchets nucléaires ont pu être traités comme des déchets inertes. Cette situation a pu être provoquée par un abaissement des seuils ou par des phénomènes de délinquance, sachant que certains sites industriels démantelés ne paient pas très cher le transport. Il faut savoir qu’il existe d’énormes besoins de comblements des sites " gruyères " dans la région minière du Nord, en Lorraine ou dans les sites de gypse en Ile-de-France qui sont exploités par Lafarge ou Lambert.

En tout cas, je tiens à signaler la présence deux associations que je connais, notamment une coordination nationale d’élus. J’aimerais que l’association " Sortir du nucléaire " puisse s’exprimer dans la mesure où elle représente certains courants.

Jean-Yves LE DEAUT

Dans un souci de clarté des débats, nous nous sommes entendus à l’unanimité pour laisser s’exprimer un certain nombre d’associations. Toutes les autres ont été invitées à participer à cette audition. Ce faisant, je pense que l’ensemble des thèmes seront abordés. Ces associations remplaceront dans un prochain débat celles qui se sont exprimées aujourd’hui. Je crois d’ailleurs que Mme Michèle Rivasi a accepté que Greenpeace remplace une autre association qui ne pouvait pas venir.

Roland DESBORDES

Ce type de procédure me choque. Je n’ai pas été mandaté par les associations. Ce n’est pas la première fois que ce malentendu arrive. Dans le groupe radioécologie Nord Cotentin, j’ai déjà fait office de représentant du monde associatif. Or je n’ai pas envie de représenter le réseau Sortir du nucléaire ou d’autres associations. Toutes les associations doivent pouvoir s’exprimer et je suis prêt à céder ma place.

Jean-Yves LE DEAUT

Mme Michèle Rivasi vous a invité, non pour représenter l’ensemble des associations, mais pour des raisons que je comprends. Ce sont les mêmes raisons qui m’ont conduit à vous rencontrer lors de la rédaction de mon rapport. Ainsi, je souhaiterais que nous allions au fond du sujet. Je précise que notre objectif est que l’ensemble des associations puissent assister à ces auditions.

 

Michèle RIVASI

Les parlementaires pourront naturellement poser des questions à la fin de l’audition aux associations ici présentes qui sont venues parfois de loin.

Jean-Yves LE DEAUT

Je ne serai plus présent à la fin de l’audition. Mais, à mon sens, les décisions collectives doivent s’imposer à tous. Si nous avions invité le Docteur Tubiana et le Professeur Pellerin comme il l’a été demandé, ces débats auraient sans doute été moins sereins.

Michèle RIVASI

J’aimerais demander aux représentants du CEA s’il a été procédé à une évaluation des volumes de déchet issus du démantèlement et si des solutions techniques ont été adoptées.

Alain LHOMME

CEA

Pour les installations existantes, les volumes d’ici 2050 sont estimés à 400 tonnes pour les déchets de type B et à 160 000 tonnes pour les déchets TFA. Les premiers sont conditionnés et entreposés à Cadarache. L’entreposage principal pour les déchets TFA est situé à Cadarache.

Michèle RIVASI

Il me semble qu’un site d’entreposage de déchets B se trouve à Marcoule.

Alain LHOMME

Il est exploité par la COGEMA, non par le CEA.

Michèle RIVASI

Oui. Mais les déchets appartiennent au CEA.

Noël CAMARCAT

Les déchets appartenant à la CEA se trouvent généralement dans des proportions plus faibles que ceux appartenant à la COGEMA.

Michèle RIVASI

Ma proposition de plan de gestion vise justement à rationaliser ce système d’entreposage pour éviter l’imbroglio entre exploitant du site et propriétaire des déchets.

Pierre GARDERET

Il est tout à fait possible de connaître l’origine de ces déchets. Leur propriété est parfaitement établie. Il arrive que des déchets issus d’installations différentes soient entreposés dans un site commun. Mais, lorsque la filière sera mise en place, le CEA assumera la responsabilité de ces déchets B.

Michèle RIVASI

J’aimerais savoir où vous en êtes concernant l’entreposage des déchets de radium à Cadarache, sachant qu’une enquête publique est en cours. Comment s’articule cette opération avec la recherche d’un site de stockage initiée par l’ANDRA ?

Pierre GARDERET

La mise en place d’une filière suppose la description de la totalité du processus jusqu’à l’exutoire final. Apparemment, l’aboutissement de la filière concernant les déchets TFA est plus ou moins établi. Mais ce n’est pas cas pour les radifères. Ainsi, tant que l’exutoire de la filière ne sera pas proposé par l’ANDRA, il convient d’assurer un entreposage dont le CEA assume la responsabilité en liaison avec les autorités de sûreté qui nous demandent constamment d’être vigilants quant à l’impact sur l’environnement et sur la santé.

Yves LE BARS

Concernant la gestion des déchets que nous avons en charge, il est important de voir à quel terme nous proposons des solutions. Pour le moment, l’ANDRA est très heureuse de tirer parti des capacités du CEA pour l’entreposage des déchets issus de sites pollués ou des collectes. Je préciserai tout à l’heure les échéances concernant des projets définitifs pour les TFA, les déchets radifères et les entreposages provisoires.

Michèle RIVASI

Avant votre intervention, j’aimerais que les représentants d’EDF nous fassent part des difficultés auxquelles ils ont été confrontés dans le cadre du projet de démantèlement de Brennilis. Je souhaiterais également avoir des précisions concernant le démantèlement des centrales de manière plus générale en termes de coût et de délai.

Jean-Pierre BOURDIER

Je précise que six sites sont en cours de démantèlement, Brennilis qui constitue une sorte de " laboratoire " étant le plus ancien et Creys-Malville le plus récent. Les volumes de déchets concernant l’ensemble des centrales EDF sont les suivants : 5 500 m3 de déchet A ; 450 m3 déchet B et C ; 50 000 tonnes de déchets TFA.

J’ajoute que ce dernier chiffre représente un sixième de la production de cendres d’une centrale à charbon. Autrement dit, le problème des déchets faiblement radioactifs réside essentiellement pour nous dans les centrales à charbon.

Bernard DUPRAZ

Le réacteur prototype à eau lourde de Brennilis exploité à parts égales par le CEA et par EDF a fonctionné de 1967 à 1985. Il a été mis en arrêt définitivement en 1992 et le démantèlement niveau 2 de l’Agence internationale de l’énergie atomique a été engagé en 1996, la fin du démantèlement devant intervenir en 2001. Les principales difficultés rencontrées concernent l’apprentissage des technologies, notamment la définition des zones de déchets.

A l’occasion de la délivrance de l’autorisation de 1996, EDF et le CEA ont dû étudier plusieurs options, à savoir : le démantèlement immédiat ; le démantèlement différé de 20 ans ; le démantèlement différé de 40 ans.

Récemment, le démantèlement immédiat a été préféré dans la foulée de celui de niveau 2 de Brennilis afin de faire l’apprentissage industriel du démantèlement, notamment pour le parc de réacteurs pressurisés existant, sachant que la centrale de Brennilis est pratiquement l’équivalent d’un réacteur d’une centrale à eau pressurisée en termes de volume. La cuve, le bloc de réacteur et l’enceinte de confinement de Brennilis ont pratiquement la même taille qu’un réacteur de 1 000 MW. La responsabilité dans la conduite du démantèlement a été transférée du CEA vers EDF dans cette perspective.

Brennilis génère quatre types de déchets : des déchets B (leur volume est de 100 tonnes ; ils sont générés au niveau de la cuve du réacteur) ; des déchets de faible et moyenne activité (leur volume est de 5 000 tonnes ; ils sont destinés au centre de Soulaines après un compactage par Centraco) ; des déchets TFA (leur volume est de 5 000 tonnes pour l’ensemble du démantèlement) ; des déchets conventionnels (il s’agit de gravats qui seront stockés sur le site pour le remblayer).

Cette politique devra être précisée au cours du démantèlement. Je précise qu’aujourd’hui, la traçabilité est assurée pour les 1 000 tonnes de déchets TFA entreposés sur le site dans l’attente de la mise à disposition du site de stockage, et pour les 200 tonnes de déchets situés à Centraco qui sont destinées à Soulaines.

Jean-Yves LE DEAUT

Quel sera le volume total de déchets TFA pendant le démantèlement de Brennilis ?

Bernard DUPRAZ

Il sera de 5 000 tonnes, le volume actuel s’élevant à 1 000 tonnes.

Michèle RIVASI

Pour l’instant, vous bénéficiez d’un nouveau décret concernant une INBE (Installation nucléaire de base et d’entreposage). Mais, si j’ai bien compris, vous êtes freinés dans votre projet par l’absence de filières.

Bernard DUPRAZ

Non. La décision de démantèlement niveau 3 (total) nécessitera seulement le déblocage de certaines filières, concernant notamment les déchets B qui représentent un volume d’environ 100 tonnes à Brennilis.

Monique SENE

Je ne savais pas qu’il y avait un site de déchets TFA à Brennilis.

Michèle RIVASI

C’est transitoire. J’aimerais connaître votre évaluation concernant le coût du démantèlement. Quelle est la politique d’EDF sur les scénarios de démantèlement pour les réacteurs gaz graphite ?

Bernard DUPRAZ

EDF a procédé à une évaluation des coûts financiers et dosimétriques pour chacun des trois scénarios. Le coût du scénario de démantèlement immédiat est légèrement inférieur à 2 milliards de francs, sachant que 500 millions de francs correspondent au coût du démantèlement niveau 2 actuellement à l’œuvre. Il faut savoir que ce coût est pratiquement égal au démantèlement d’une tranche à eau pressurisée de 1 000 MW. J’ajoute que ce coût est proportionnel aux volumes des installations et des déchets. Ceci confirme nos évaluations sur les réacteurs pressurisés qui sont conformes à celles effectuées par nos collègues exploitants étrangers. Concernant les réacteurs gaz graphite, nous souhaitons profiter de la décroissance pour des raisons dosimétriques. C’est pourquoi nous avons décidé de différer le démantèlement comme pour la centrale de Chooz A.

Michèle RIVASI

Je donne maintenant la parole aux représentants de la COGEMA.

Bertrand BARRE

S’agissant des déchets de très faible activité, le problème qui préoccupe le plus la COGEMA est celui des résidus de traitement minier. Les résidus des phases de traitement du minerai d’uranium sont naturellement et faiblement radioactifs. Ils se présentent sous la forme de sables argileux, lorsque le minerai a été traité en usine, ou de bloc en cas de lixiviation en tas. Ils contiennent un peu d’uranium résiduel, mais surtout un ensemble des radionucléides naturels des familles de l’uranium 238 et 235.

Leurs activités massiques sont très faibles : en moyenne 30 Bq/g pour les sables, 4 Bq/g pour les blocs. C’est le regroupement des résidus de traitement en vue de la maîtrise de leur impact potentiel qui est le principe de base de leur gestion aujourd’hui. Ils représentent un peu plus de 52 millions de tonnes répartis en une vingtaine de stockages d’importance inégale. Ces stockages sont soumis à autorisation et classés ICPE, cadre réglementaire adapté au volume et à la radioactivité présente. Ils sont bien sûr situés à proximité des anciens sites d’extraction et de traitement.

COGEMA a développé des programmes de R & D, notamment avec l’IPSN pour étudier le comportement et l’évolution des stockages. Leur plan de réaménagement doit être approuvé par l’administration. C’est l’administration qui fixe les règles de leur surveillance approfondie et permanente respectée par l’exploitant. Cette surveillance concerne à la fois les stockages eux-mêmes, les rejets liquides et gazeux (radons) et l’impact sur l’environnement.

Plusieurs milliers d’analyses d’eau de surface et souterraine, de contrôle de la qualité de l’air et de la chaîne alimentaire sont ainsi effectuées chaque année. Si la qualité des eaux drainées sélectivement sur site n’est pas conforme aux limites réglementaires, un traitement approprié est mis en œuvre avec contrôle avant rejet dans le milieu naturel.

Les résultats de tous ces contrôles qui sont exécutés dans le cadre de protocoles agréés sont transmis aux DRIRE et sont rendus publics par les lettres d’information périodique autour des sites principaux. Parallèlement, les DRIRE effectuent leur propre mesure, y compris en demandant l’intervention d’experts extérieurs agréés.

Enfin, les anciens sites miniers d’extraction qui ne recèlent pas de stockages de résidus de traitement relèvent de la police des mines et font l’objet après mise en sécurité et réaménagement des mêmes mesures de surveillance.

Concernant l’affaire des cristalleries du Limousin, l’uranium appauvri sous forme de poudre d’UO2 d’une activité de 10 000 Bq/g a été commercialisé à destination des cristalleries du Limousin et de Lorraine par le laboratoire SEPAD Bessines, puis par COGEMA Pierrelatte. Après dilution, il était utilisé comme colorant jaune des émaux et des cristaux.

Ce commerce correspond à une demande ancienne du domaine de l’artisanat et de l’art. Les oxydes d’uranium sont utilisés à cet effet depuis plus d’un siècle afin d’obtenir un jaune particulièrement apprécié. Les quantités en jeu étaient infimes (200 à 300 kilogrammes par an). COGEMA joignait à ces expéditions par transporteur habilité une fiche de sécurité normalisée sur les caractéristiques et les recommandations d’utilisation du produit.

Cependant, compte tenu des polémiques nées de cette utilisation et malgré l’absence de dangers avérés, COGEMA a mis fin à cette commercialisation récemment.

Michèle RIVASI

Le problème est de savoir qui sera propriétaire des résidus miniers. Pendant combien de temps allez-vous les gérer ? D’un point de vue réglementaire, cette gestion dure trente ans. Mais que se passera-t-il après ?

J-P PFIFFELMANN

Les arrêtés préfectoraux n’ont fixé aucune limite de surveillance pour les réaménagements des sites de stockage. En revanche, certains arrêtés fixent des périodes minimum de surveillance allant de trois à six ans pour les sites miniers d’extraction qui ne comportent pas de résidus de traitement de minerai stocké. En plus des communications régulières à l’administration des résultats, un rapport doit être rendu après cette période. Par ailleurs, à notre demande, des allégements ou des suppressions de surveillance peuvent être accordés s’il a été constaté un retour à l’équilibre et une absence de risque. Il faut savoir que, pour les travaux miniers souterrains, nous sommes obligés d’effectuer un traitement des eaux pendant la période d’essuyage au début du noyage afin de respecter la réglementation. En tout cas, COGEMA n’envisage ni de banaliser ce type de situation ni de limiter la surveillance qui est maintenue.

Yves LE BARS

L’absence de filière d’élimination des déchets produits par les outils industriels, militaires ou médicaux pose des problèmes du point de vue de l’environnement et de la santé publique. En effet, certains déchets ne font pas l’objet d’un traitement en filière et n’ont pas de lieux de stockages. Ainsi, le législateur a demandé à l’ANDRA de concevoir, d’implanter et de réaliser de nouveaux centres de stockage par l’intermédiaire de la loi de 1991, compte tenu des perspectives à long terme de production et de gestion de déchets, et d’effectuer toute étude nécessaire à cette fin. C’est pourquoi l’ANDRA a créé une équipe " Projet Nouveau " en 1993 pour développer des solutions adaptées à chaque type de déchet en conformité avec les exigences de sûreté. Ces solutions peuvent être des installations nucléaires de base ou des installations classées de protection de l’environnement. Ainsi, deux projets devraient déboucher à court terme. Le premier concerne le stockage des déchets TFA (dont la radioactivité est approximativement en dessous de 100 Bq/g). Pour ce projet lancé en 1994, nous envisageons une installation classée, non une INB. Ce centre de stockage serait réalisé en extension du centre de l’Aube, sachant que des études géologiques sont en cours. Nous pensons aboutir à la fin de l’année 2002.

M. JOUSSELIN

Responsable de l’unité " Projet Nouveau ", ANDRA

A l’initiative du groupe de travail plénier TFA, un sous-groupe de travail a été constitué en 1995 pour étudier les différentes solutions de stockage TFA. Il réunissait la DPPR, la DGEMP, la DSIN, la DGS, l’OPRI, EDF, la COGEMA, le CEA et l’ANDRA qui en assurait le secrétariat et l’animation. La première étape de ce groupe a consisté à évaluer les quantitatifs de déchets.

A l’époque, nous avons choisi deux valeurs arbitraires, compte tenu du faible nombre d’éléments techniques. La première qui existe encore dans la réglementation était de 100 Bq/g. En deçà, les déchets étaient considérés comme non radioactifs. La deuxième était de 1 Bq/g qui correspondait au niveau de radioactivité des terres naturelles.

Le démantèlement de l’ensemble des installations nucléaires arrêtées (7 ou 8 tranches) ou en exploitation (58 ou 59 tranches) générera 15 millions de tonnes de déchets sur un siècle.

Sur ces 15 millions de tonnes, environ 13 millions de tonnes ont une radioactivité égale ou inférieure à 1 Bq/g. Ils proviennent de zones " blanches " qui n’ont pas été en contact avec la radioactivité de façon normale ou accidentelle au cours de la vie de l’exploitation. Les déchets avec une radioactivité de 1 à 100 Bq/g représentent un volume de 1,6 million de tonnes de TFA sur une période d’un siècle, sachant que les estimations de COGEMA et CEA s’arrêtaient en 2050 (contrairement à celles d’EDF). Enfin, les déchets FMA destinés au centre de l’Aube, dont la radioactivité est supérieure à 100 Bq/g, représentent 0,25 million de tonnes.

Le flux de production des déchets TFA reflète le planning concernant le démantèlement des différentes installations nucléaires en France. Le pic à partir de 2020-2030 correspond aux démantèlements de niveaux 1 et 2 des tranches électronucléaires actuellement en exploitation. Le dimensionnement du centre de stockage de déchets TFA a ainsi été calculé pour accueillir des volumes de déchets de 16 000 tonnes par an sur les dix premières années, 25 000 tonnes par an sur la période 2010-2020 et 34 000 tonnes par an sur la période 2020-2030. Le dimensionnement du centre de stockage TFA représente donc 750 000 tonnes. Le dimensionnement de 1 050 000 tonnes dont la presse s’est fait l’écho correspond à la période 2000-2050.

Yves LE BARS

Le deuxième projet est lié à l’entreposage. Il s’agit de regrouper, de prendre en charge sans délai des déchets des petits producteurs et d’évacuer les terres contaminées provenant de la réhabilitation des sites industriels. Comme pour le projet précédent, le Conseil d’administration de l’ANDRA a déjà donné son accord pour le lancement. Il reste à entreprendre la démarche d’implantation pour ce projet, les négociations locales pour le projet précédent ayant déjà été engagées. Ce projet cherche à lever un verrou important pour les déchets de faible activité, mais à vie longue. En effet, la présence importante de radionucléides alpha ne permet pas de les considérer comme des déchets TFA ou des déchets du centre de l’Aube.

 

M. JOUSSELIN

Plusieurs types de déchets pourraient être entreposés sur ce site que nous avons appelé " Installations de transit de déchets radioactifs " : les déchets de faible et très faible activité ; les déchets TFA en attente de stockage (vers 2003) ; les déchets radifères en attente de stockage (vers 2006-2010) ; les déchets tritiés en attente de conditionnement ; les déchets divers provenant des petits producteurs (paratonnerres, etc.) ; les terres provenant de la réhabilitation de sites (Bayard, etc.).

Pour ces dernières, il existe d’autres sites qui doivent faire l’objet d’un assainissement et dont les terres doivent être évacuées et entreposées avant d’être stockées. Mais nous sommes aussi saisis de demandes de la part des petits producteurs qui doivent être honorées rapidement.

L’inventaire estimatif des déchets est le suivant : les terres contaminées (1 750 tonnes) ; les ferrailles (400 tonnes) ; les REFIOM (80 tonnes) ; les déchets de procédé et terres contaminées par des radionucléides naturels (27 500 tonnes) ; divers (300 tonnes).

Le site d’entreposage pourrait donc recevoir environ 30 000 tonnes de déchets.

Yves LE BARS

Ces deux derniers projets ont franchi des étapes significatives. Mais l’ANDRA a travaillé sur d’autres projets de filières concernant notamment les déchets radifères depuis 1993 dans le cadre d’une lettre de mission adressée par les ministres de l’Environnement et de l’industrie. L’étude de faisabilité concernant un stockage en subsurface sous couche argileuse a reçu un premier examen favorable de la part de l’administration et de l’autorité de sûreté. L’étape suivante est la recherche d’un site.

Concernant les déchets graphites, le travail a été lancé en 1997. L’étude de faisabilité pousse à associer les graphites avec les radifères qui ont une activité mi-longue.

Concernant les déchets tritiés, le travail a été lancé en 1999 après la constitution d’un groupe de travail en 1998. Ce travail devrait permettre dans un an de reconditionner ces déchets.

Ces actions vont dans le sens d’une " planification " visant à répondre aux problèmes de gestion des déchets radioactifs qui resteront sur le sol français. Leur mise en œuvre suppose la définition d’un concept et d’un schéma de stockage et/ou d’entreposage. Il est aussi nécessaire de construire un partenariat avec les producteurs et de mettre en place un mécanisme de financement du projet. Enfin, il faut procéder à la recherche d’un site.

Vous devez nous aider dans la mise en place de ces sites afin que la politique nationale de prise en charge des déchets résultant des choix passés s’articule avec les exigences du développement local.

Michèle RIVASI

Monsieur Lacoste, souhaitez-vous faire le point sur la politique de démantèlement et la gestion des TFA ?

André-Claude LACOSTE

Il me paraît indispensable que les industriels français accumulent de l’expérience en matière de démantèlement. Cela a été le cas du CEA avec le démantèlement d’usines, de laboratoires ou de réacteurs expérimentaux, même si ces installations étaient de taille modérée. EDF doit en faire autant, grâce notamment à des expériences comme celle de Brennilis.

Cela étant, j’aimerais émettre une réserve concernant le délai d’attente d’environ 50 ans affiché avant le démantèlement d’autres sites que Brennilis. Certes, les doses reçues par les travailleurs seront moins importantes grâce notamment aux progrès techniques qui permettront l’utilisation d’outils télécommandés. Mais la connaissance de l’installation par les personnes qui y travaillent risque d’être perdue et la mobilisation des financements sera certainement plus difficile.

Enfin, le problème des filières se pose concernant le flux des déchets produits, ceux qui sortent des démantèlements et ceux qui portent le poids du passé (déchets graphites, radifères, tritiés et paratonnerre). En attendant la création des filières pour mettre en place des exutoires définitifs, des entreposages intermédiaires doivent être envisagés dans un souci de meilleure gestion. Il est préférable de voir rassembler des objets divers et variés plutôt qu’éparpillés, sachant que cette période intermédiaire que nous devons vivre ne sera pas très facile.

Michèle RIVASI

Selon l’ANDRA, il semblerait que les déchets TFA se caractérisent par une radioactivité de 1 à 100 Bq/g. Mais, M. Lacoste, vous avez indiqué que le délai de 50 ans pour le démantèlement était trop long. Quelle est votre proposition ? Ce délai serait-il déterminé en fonction des réacteurs ou de la mise en place des filières ?

Mes propositions en faveur d’un Plan national de gestion de déchets ou de la création d’un organisme chargé de gérer les déchets visaient justement à répondre aux problèmes des entreposages intermédiaires. Je rappelle que le démantèlement de Brennilis implique le traitement d’eau lourde.

Par ailleurs, nous nous demandons quelle est la filière pour le tritium dont certains bâtiments sont emplis. Il faudrait savoir si le site de Valduc qui accueille du tritium militaire et civil conviendrait, sachant que Cadarache en accueille une partie également.

En tant que politique, j’estime que la situation mériterait d’être plus claire avec la détermination d’un site par type de déchet (radium, tritium, etc.). Les sites actuels comme Cadarache, Marcoule ou La Hague accueillent tout et n’importe quoi.

C’est pourquoi il est nécessaire de définir des filières, même si elles conduisent à des entreposages intermédiaires. Il incombe ensuite à la DSIN de contrôler les conditions de sécurité. A La Hague par exemple, je sais que des boues d’UP 2 posent problème.

Rémi PARMENTIER

Je ne sais pas si je dois poser ma question à l’ANDRA, au CEA ou à un représentant du ministère de la Défense. Mais, compte tenu de la politique de transparence, je pense qu’il n’y a pas de questions tabou. Ainsi, j’aimerais savoir ce que deviendront les déchets provenant du démantèlement des installations militaires (en métropole ou ailleurs) et, surtout des sous-marins nucléaires.

Monique SENE

La Commission nationale d’évaluation regrettait dans son rapport n°5 en date de 1999 que les chiffres présentés soient seulement des évaluations. Elle aurait souhaité avoir une connaissance réelle des volumes de déchets traités et de leur composition. Ainsi, plutôt que de procéder à des estimations approximatives plutôt favorables, il serait bon de revenir à la transparence. L’inventaire de l’ANDRA qui s’enrichit tous les ans montre qu’il n’est pas si évident d’apurer le passé. Des cas de non-traitement de boues notamment ont été signalés pour la COGEMA.

Par ailleurs, des représentants de la COGEMA ont indiqué que des évaluations indépendantes auraient lieu pour les sites miniers, comme à Saint-Priest-La-Prugne et dans le Limousin grâce à l’action de la CRII-RAD. Cela étant, j’observe que c’est loin d’être la règle. Il serait inexact de généraliser au niveau d’une institution les opérations ponctuelles réalisées sous la pression des associations. L’un des problèmes posés est aussi de savoir comment accepter une expertise indépendante sur le dossier des déchets.

Yves LE BARS

Le CNE a mis en lumière l’absence d’un inventaire national comptable des déchets existants et les difficultés d’élaborer des prévisions avec des hypothèses claires. Face à cette situation, le gouvernement a souhaité que le Président de l’ANDRA conduise une mission sur la méthodologie de l’inventaire des déchets. Ce travail a commencé en liaison avec les trois grands producteurs de déchets et les administrations concernées.

Ainsi, nous examinons plusieurs propositions pour établir un inventaire national de référence et unifié. Nous souhaitons notamment que le périmètre des déchets retenu soit suffisamment large avec la création d’une sous-rubrique " Matières nucléaires ". En effet, compte tenu de la difficulté à définir strictement ce que sont les déchets radioactifs, il me semble nécessaire que l’inventaire fasse abstraction de la stricte définition juridique en tenant compte des matières radioactives qui alimentent les déchets, comme le combustible usé.

Nous souhaitons également une distinction claire entre l’inventaire de l’existant et l’inventaire de l’engagé, c’est-à-dire des déchets qui seront produits par le parc industriel existant. Nous devons aussi être capables de faire une distinction entre le conditionné selon des normes établies, le re-conditionné et ce qui est en vrac. Enfin, il est souhaitable d’afficher clairement un certain nombre d’hypothèses et de scénarios pour procéder aux totalisations et éviter les évolutions non explicables.

J’ajoute que la vérification de l’inventaire me paraît indispensable. Celui-ci doit devenir une référence et tirer parti du travail effectué jusqu’à présent dans le cadre du projet HAVL (Haute Activité Vie Longue). Les éléments tirés de l’inventaire des sites mériteraient d’être mieux valorisés en étant associés à un système unifié de gestion des déchets.

Dominique AUVERLOT

ANDRA

Je signale que les déchets militaires qui respectent les conditions de spécification que nous imposons sont toujours accueillis par les centres de surface de la Manche et de l’Aube et se voient appliquer les mêmes règles que les déchets civils.

Je précise également que la règle de 100 Bq/g a été appliquée dès le départ pour la définition du centre de déchets TFA. Mais elle devra être affinée au fur et à mesure de la définition du projet industriel. Des radioéléments d’une radioactivité de 10 à 20 Bq/g et, de manière exceptionnelle, d’une radioactivité supérieure à 100 Bq/g pourront être admis.

Mais, Mme la Présidente, nous préférons vous envoyer aujourd’hui les spécifications concernant ces déchets, plutôt que de vous détailler les valeurs limites, sachant que ces valeurs pourront être révisées en fonction du site retenu pour l’implantation du site de stockage de déchets TFA.

André-Claude LACOSTE

L’arrêté préfectoral autorisant l’installation classée de site de stockage des déchets TFA fixera in fine les seuils et les spécifications d’entrée. Concernant le délai de démantèlement des installations EDF, je n’ai pas de réponse. Je souhaite seulement indiquer que le délai affiché par EDF ne me satisfait pas. Enfin, l’inventaire en stocks et en flux me paraît indispensable dans le cadre de la création de lieux de stockage, sachant que la mise en place de filières suppose la participation des industriels. Comme pour le stockage des déchets TFA, le travail doit se poursuivre pour les déchets tritiés, radifères et graphites dans d’autres domaines.

Michèle RIVASI

J’observe que le choix des laboratoires souterrains a posé beaucoup moins de problème. Certes, un site d’entreposage a été trouvé pour les déchets TFA à Soulaines. Mais nous sommes encore loin du compte pour les autres types de déchets, alors que les besoins sont criants.

Lors de ma mission parlementaire, j’ai été interpellée concernant les fûts de la Comurhex du site de Solérieux qui contenaient de la fluorine, de l’uranium naturel et retraité, alors qu’un arrêté préfectoral interdisait l’entreposage d’uranium retraité.

L’entreposage de ce type de déchet s’est arrêté pendant la durée de ma mission à la suite de l’intervention de Mme Lauvergeon. Mais, aujourd’hui, cela semble recommencer. Est-il normal de mettre des déchets TFA contenant de l’uranium dans une décharge appartenant à une propriété privée ?

J’aimerais également savoir si les conditions d’entreposage des déchets vous conviennent. Personnellement, elles me paraissent porter atteinte à l’image du nucléaire français. Enfin, je souhaiterais demander à M. Yves Le Bars si des autorisations de rejet à Soulaines vont être accordés concernant le tritium.

Monique SENÉ

Il me semble aberrant de définir les seuils d’entrée d’un site d’entreposage de déchets TFA en prévoyant d’ores et déjà des dérogations concernant des déchets dont la radioactivité dépasse 100 Bq/g. A La Hague, nous nous sommes battus de 1969 à 1991 contre l’arrivée de fûts qui ne respectaient pas les normes. La Commission Turpin a pu constater les dérives dans ce domaine. Par ailleurs, concernant les boues à La Hague, je rappelle que l’autorisation de redémarrage d’UP3/800 était liée à la reprise des boues à La Hague. Or rien n’a été fait après la délivrance de l’autorisation.

Bertrand BARRÉ

Concernant Solérieux, les fluorines proviennent du traitement des rejets de procédés de conversion de l’uranium de Comurhex. Ces fluorines conditionnées et déposées dans la décharge contiennent de l’uranium naturel et, dans une très faible proportion, de l’uranium de retraitement. Cette décharge a été autorisée par arrêté préfectoral à recevoir des déchets industriels et c’est depuis 1977 qu’elle accueillait les fluorines. Cependant, en octobre 1997, un nouvel arrêté préfectoral d’exploitation de la décharge a été promulgué qui stipulait que " seules les fluorines contenant de l’uranium naturel seraient désormais autorisées à Solérieux ". Après avoir pris connaissance du nouvel arrêté préfectoral, Comurhex a ainsi informé les autorités, l’exploitant et les élus de l’écart de conformité et a proposé un échéancier de mise en conformité des installations afin qu’elle puisse séparer les flux d’uranium naturel et de retraitement. Les livraisons de fluorine ont donc été suspendues et la séparation du circuit du traitement et des effluents a été effectué. Les premiers résultats de l’étude montrent que le contenu de la décharge a été autorisé et que le site est géologiquement sûr avec absence de nappes phréatiques sous la décharge. Ainsi, depuis novembre 1999 après autorisation de la DRIRE et du préfet, les transports de fluorine ont repris. Mais ces fluorines contiennent exclusivement de l’uranium naturel.

Philippe PRADEL

La première question qui me paraît devoir être soulevée concerne les conditions de sûreté des sites d’entreposage. Ce sujet est traité par les autorités qui surveillent ces sites au même titre que les autres. Concernant l’inventaire, je précise que l’ensemble des installations sont connues de manière suffisamment détaillée pour définir les modes de conditionnement les plus adaptés. Je signale qu’il existe des garanties acceptables concernant le conditionnement de l’ensemble des produits (y compris les boues), sauf pour les déchets graphites. Ainsi, le programme de reprise est en cours depuis plusieurs années. Mais l’on cherche aujourd’hui à utiliser en priorité les modes de conditionnement jugés optimaux comme pour les solvants de La Hague. Concernant les boues TS 2, il existe un conditionnement agréé sous forme de bitume. Mais il nous a été demandé d’engager un travail de recherche pour un conditionnement assurant un meilleur confinement et un gain en termes de volume. La politique actuelle consiste à moderniser les conditionnements des déchets anciens et choisir à bon escient leur traitement.

André-Claude LACOSTE

Je n’ai aucun commentaire à faire sur ce qui vient d’être indiqué. Je signale seulement que la reprise des anciens déchets de La Hague est selon nous une priorité. Comme l’an dernier, notre rapport d’activités insiste sur cette question et j’ai écrit à la COGEMA dans ce sens début 1999. En tout cas, les solutions présentées ne me paraissent pas très enthousiasmantes, sachant que je ne suis pas en faveur de l’optimisation des déchets, compte tenu des précédents fâcheux au Japon. Pour rassurer Mme Sené, j’ajoute que l’arrêté préfectoral ne comportera aucune dérogation pour l’entreposage des déchets TFA à Soulaines. La capacité de rétention du site choisi sera utilisée au mieux et tout sera mis en œuvre pour que l’arrêté préfectoral soit respecté.

Dominique AUVERLOT

Concernant les rejets du centre de l’Aube, nous avons souhaité en liaison avec la DSIN nous mettre en conformité avec le décret d’application de la loi sur l’eau concernant les installations nucléaires de base. Ainsi, en décembre 1998, nous avons déposé un dossier auprès de la Direction de la sûreté des installations nucléaires, le centre de l’Aube représentant une surface imperméabilisée supérieure aux autorisations prévues par la loi sur l’eau. Cela étant, après discussion avec la DSIN et à réception de ce dossier, nous avons souhaité aller plus loin avant d’engager une enquête publique. Je rappelle que les traces de radioactivité contenues dans les rejets du centre de l’Aube ont été jugées à la fin des années 1990 très faibles, ne justifiant pas de demande d’autorisation de rejet. Mais nous avons inventorié les rejets liquides et gazeux afin de procéder à leur diminution de manière significative. Ainsi, la Direction de la sûreté des installations nucléaires nous a donné un an (de juin 1999 à juin 2000) pour présenter les résultats de notre investigation.

Michèle RIVASI

La COGEMA retraite des combustibles allemands, japonais, espagnols, suisses et belges. Mais j’aimerais savoir où vous en êtes concernant le rapatriement de ces produits. Je sais que quelques déchets C ont été rapatriés. Mais qu’en est-il des déchets B ?

Philippe PRADEL

Les contrats passés par la COGEMA depuis la fin des années 70 prévoient toujours le retour des déchets aux clients. La COGEMA est seulement une société de service. Elle n’est pas " propriétaire " des combustibles, des matières recyclées ou des déchets ultimes qui lui sont envoyés.

En liaison avec chacune des autorités de sûreté de nos clients, notre programme a visé à créer des standards internationaux à partir de spécifications agréées des produits afin que les déchets vitrifiés ou les matières métalliques du combustible soient reexpédiables. Sur cette base, les actions appropriées ont été prises le plus rapidement possible.

Ainsi, les installations ont démarré dans les années 90 (UP3 en 1990 et la vitrification en 1992) et nous avons établi avec les pays clients une priorité consistant à retourner d’abord les déchets vitrifiés, sachant qu’ils contiennent 99 % de l’activité à retourner. Le 1 % restant doit être retourné sous forme de déchets compactés dans le cadre d’une spécification agréée.

Avec nos clients électriciens japonais, les flux sont parfaitement équilibrés avec un ou deux transports par an, sachant que le volume des déchets retournés est plus faible en raison du retraitement. Le cinquième transport est en cours. Le flux avec l’Allemagne devrait reprendre dans le courant de cette année avec un objectif d’un ou deux transports par an, sachant qu’il avait commencé en 1995-1996 avec un transport annuel.

Michèle RIVASI

Vous avez déclaré lors de ma visite des installations de COGEMA à La Hague, le 17 juin 1999, qu’il faudrait vingt ans pour revenir à une situation " équilibrée ".

Philippe PRADEL

Il faudrait vingt ans pour renvoyer l’ensemble des déchets qui doivent faire l’objet d’un retraitement d’après les contrats signés jusqu’à présent. Ainsi, l’échéance pour le retour de l’ensemble des déchets vitrifiés est approximativement fixée à 2007 au rythme nominal que j’ai donné, sachant que cette échéance sera fixée à 2015-2020 pour les déchets à retraiter en 2007. Après quelques problèmes en 1998, le programme avec l’Allemagne devrait redémarrer en l’an 2000. La Belgique, la Suisse et la Hollande sont aussi des clients importants, mais qui ne représentent pas des volumes d’échanges très conséquents. Ainsi, l’objectif est d’un transport tous les deux ou trois ans, sachant qu’un retour se prépare dans les prochaines semaines pour la Belgique, l’année prochaine concernant la Suisse et dans deux ans concernant la Hollande.

Michèle RIVASI

Qu’en est-il des déchets B ?

Philippe PRADEL

Nous sommes convenus avec les clients et les autorités nationales de commencer par les verres. Nous nous occuperons des déchets B (c’est-à-dire des déchets de structures du combustible) en 2007-2015 avec notamment un inventaire précis.

Michèle RIVASI

Nous garderons donc les déchets B de l’ensemble des étrangers jusqu’en 2007. Avec les déchets B, la présence de déchets A est également décelée, notamment dans les boues de traitement des effluents. Quelle est votre politique d’équivalents déchets ?

Philippe PRADEL

Nous n’avons pas d’équivalents déchets. Au niveau de La Hague, il existe quatre catégories de déchets : les déchets vitrifiés ; les structures métalliques du combustible ; les déchets technologiques ; les boues et effluents.

Ce système qui fait l’objet d’audits de la part de nos clients et de l’administration ne comprend pas d’équivalence entre chaque catégorie. Nous ne tenons pas compte des classifications de stockage françaises A, B et C qui n’ont aucun sens pour la plupart de nos clients. Mais les retours sont en train de s’effectuer pour les déchets de la première catégorie et s’effectueront pour les trois autres catégories dans les années à venir.

Michèle RIVASI

Je l’espère. Je vous remercie de cette audition. Mon rapport doit normalement être adopté le 8 mars. Vous pourrez en prendre connaissance dans son intégralité, si l’Office en décide ainsi.

 

 

Annexe 2 : L’Accord de Sintra du 24 juillet 1998

 

 

NOUS, LES MINISTRES ET LE MEMBRE DE LA COMMISSION EUROPEENNE, réunis dans le cadre de la Commission pour la protection du milieu marin de l'Atlantique du nord-est, dite Commission OSPAR, en l'an 1998, déclarée "Année des Océans'' par l'Organisation des Nations Unies, ainsi que pendant l’exposition universelle EXPO 1998, laquelle est consacrée aux océans, patrimoine commun à l’ensemble de l’humanité,

SOULIGNONS notre engagement à prendre toutes les mesures possibles afin de réaliser notre objectif général en ce qui concerne la protection du milieu marin de l'Atlantique du nord-est, qui consiste à prévenir et à supprimer la pollution, à protéger la santé de l'homme et à faire en sorte que les écosystèmes marins soient sains et salubres, et

NOUS ENGAGEONS à poursuivre cet objectif grâce aux mesures ci-après énoncées, ceci afin de parvenir à une approche durable pour le milieu marin de la zone maritime d'OSPAR et de protéger ainsi ce patrimoine pour le nouveau millénaire.

CONTINUITE ET PROGRES

Nous NOUS FELICITONS de l'entrée en vigueur, le 25 mars 1998, de la Convention pour la protection du milieu marin de l'Atlantique du nord-est, dite Convention OSPAR.

NOUS NOUS FELICITONS de la continuité qui a été obtenue avec les travaux des anciennes Commissions d'Oslo et de Paris, grâce à une décision stipulant les décisions, recommandations et autres accords adoptés par les Commissions d'Oslo et de Paris qui restent en vigueur et constituent la base des travaux de la Commission OSPAR.

NOUS REAFFIRMONS les engagements clairs à l'application du principe de l'action de précaution et au principe du pollueur payeur, ainsi qu'à la détermination des meilleures techniques disponibles (BAT) et de la meilleure pratique environnementale (BEP), y compris, en tant que besoin, de la technologie propre.

 

ECOSYSTEMES ET DIVERSITE BIOLOGIQUE

Nous RENFORÇONS le cadre de la Convention pour la protection du milieu marin, ceci en adoptant à l'unanimité une Annexe relative à la protection et à la conservation des écosystèmes et de la diversité biologique de la zone maritime. Nous NOUS EFFORCERONS de faire entrer cette Annexe rapidement en vigueur.

Nous REAFFIRMONS notre engagement, en mettant en œuvre la nouvelle Annexe à protéger et à conserver la diversité biologique de la zone maritime et ses écosystèmes, ayant subi un préjudice en raison des activités de l'homme ou risquant de subir un préjudice de ce fait, ainsi qu'à restaurer, lorsque possible les zones marines ayant subi des atteintes.

A cette fin, la Commission mettra en œuvre la stratégie de protection et de conservation des écosystèmes et de la diversité biologique de la zone maritime, et ce faisant, entre autres :

- évaluera les éléments inscrits sur la liste des activités humaines candidates susceptibles de porter atteinte au milieu marin, ainsi qu'à ses espèces, habitats et processus écologiques, dans des conditions autres qu'en donnant lieu à une pollution ;

- déterminera et classera dans l’ordre des priorités les activités au titre desquelles il y aura lieu d'élaborer des programmes et mesures ;

- déterminera les espèces, les habitats et les écosystèmes marins qu'il y a lieu de protéger, de conserver ou de rétablir ;

- favorisera la création d'un réseau de zones marines protégées, afin d'assurer, dans des conditions durables, l'utilisation, la protection et la conservation de la diversité biologique du milieu marin et de ses écosystèmes ;

- à titre de première étape, élaborera d'ici l'an 2003 les programmes et les mesures les plus nécessaires à la réalisation des objectifs fixés par l'Annexe.

SUBSTANCES DANGEREUSES

NOUS CONVENONS de prévenir la pollution de la zone maritime, ceci en réduisant sans relâche les rejets, émissions et pertes de substances dangereuses (en d'autres termes, de substances toxiques, persistantes et susceptibles de bioaccumulation ou donnant lieu à des préoccupations équivalentes), l'objectif étant, en dernier ressort, de parvenir à des teneurs, dans l'environnement, qui soient proches des teneurs ambiantes dans le cas des substances présentes à l'état naturel et proches de zéro dans celui des substances de synthèse. NOUS FERONS tout notre possible pour progresser dans le sens de l'objectif de la cessation des rejets, des émissions et des pertes de substances dangereuses d'ici l'an 2020. Pour cette mission, NOUS SOULIGNONS l'importance que présente le principe de précaution.

A cette fin, la Commission :

- mettra progressivement en oeuvre notre stratégie, tout en utilisant des objectifs intermédiaires clairement définis; la mise en œuvre de cette stratégie prendra pour point de départ la liste OSPAR des produits chimiques devant faire l'objet de mesures prioritaires, laquelle est déjà convenue, et consistera notamment à élaborer d'ici l'an 2003, des programmes et des mesures visant à combattre les rejets, émissions et pertes de substances inscrites sur cette liste, et à les remplacer par des substances moins dangereuses, voire inoffensives si possible ;

- mettra au point un mécanisme de sélection et de définition des priorités afin d'aborder en premier lieu les substances et groupes de substances à l'origine des inquiétudes les plus marquées, et exploitera ledit mécanisme afin d'actualiser, d'ici l'an 2000, la liste OSPAR actuelle des produits chimiques devant faire l'objet de mesures prioritaires ;

- définira et évaluera les substances qui, tout en ne répondant pas à tous les critères auxquels répond traditionnellement toute substance dangereuse, n'en suscitent pas moins des préoccupations équivalentes, et notamment celles à l'origine de troubles endocriniens ;

- élaborera les programmes et mesures qui s’imposeront, ceci dans un délai de trois ans après avoir convenu que des mesures OSPAR s’imposent quant à une substance ou à un groupe de substances.

NOUS INVITONS l’industrie ainsi que les autres organisations internationales à se joindre à nous afin d'atteindre cet objectif.

NOUS RECONNAISSONS qu’il est nécessaire de renseigner les consommateurs et les acheteurs sur les substances dangereuses présentes dans les produits, et de favoriser ainsi la réduction des risques suscités par l'utilisation des produits chimiques de cette nature, et NOUS ELABORERONS individuellement ou conjointement, de nouveaux moyens de diffusion de ces informations.

SUBSTANCES RADIOACTIVES

NOUS NOUS FELICITONS que les gouvernements français et britannique aient annoncé qu’ils souhaitaient abandonner les dérogations futures éventuelles à l’interdiction d’immerger des déchets faiblement et moyennement radioactifs et SOMMES HEUREUX de compléter cette interdiction par une décision unanime mettant fin à l’exception dont pouvaient bénéficier la France et le Royaume-Uni.

NOUS CONVENONS de plus d'empêcher que la zone maritime ne soit polluée par des radiations ionisantes, ceci par des réductions progressives et substantielles des rejets, émissions et pertes de substances radioactives, le but étant en dernier ressort de parvenir à des teneurs, dans l'environnement, proches des teneurs ambiantes dans le cas des substances radioactives présentes à l'état naturel, et proches de zéro dans le cas des substances radioactives artificielles. Pour atteindre cet objectif, les éléments suivants seront entre autres pris en compte :

  • les utilisations légitimes de la mer
  • la faisabilité technique
  • les impacts radiologiques sur l'homme et le milieu vivant.

NOUS FERONS 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. NOUS PORTERONS toute l'attention voulue à la sécurité des membres du personnel des installations nucléaires.

A cette fin, la Commission :

- fixera des critères de qualité de l'environnement, ceci afin de protéger le milieu marin contre les effets préjudiciables des substances radioactives et rendra compte des progrès accomplis à cet égard d'ici l'an 2003 ;

- continuera de réduire les rejets radioactifs des installations nucléaires dans le milieu marin, ceci en appliquant les meilleures techniques disponibles (BAT) ;

  • examinera les activités susceptibles de donner lieu à des préoccupations de cette nature et en jugera afin de déterminer les secteurs dans lesquels des mesures s'imposeront, classera ceux-ci dans l’ordre des priorités et élaborera les mesures voulues à cet effet.

NOUS NOTONS les préoccupations exprimées par un certain nombre de Parties contractantes sur les récentes augmentations des rejets de technétium de l'usine de Sellafield, ainsi que leur point de vue, selon lequel il conviendrait que ces rejets cessent. NOUS NOTONS DE PLUS que les ministres du Royaume-Uni ont indiqué que ces préoccupations seront abordées dans les décisions qu’ils ont à prendre sur les permis de rejet accordés à Sellafield.

Nous NOUS FELICITONS de la déclaration du gouvernement britannique à savoir qu'aucun nouveau contrat commercial ne sera accepté pour le retraitement de combustible usé à Dounreay, ce qui entraînera dans l'avenir des baisses des rejets radioactifs dans la zone maritime.

NOUS PRENDRONS DES MESURES, tant au plan national que par suite de discussions à l’échelon international, afin de faire entrer en vigueur le plus rapidement possible la Convention sur la sécurité de la gestion du combustible usé et sur la sécurité des déchets radioactifs.

EUTROPHISATION

NOUS CONVENONS d'éliminer l'eutrophisation là où elle se produit dans la zone maritime en raison des apports anthropiques, et d'empêcher que ce phénomène ne se reproduise dans l'avenir.

A cette fin, pour compléter les obligations et engagements d'ores et déjà contractés par les Parties contractantes dans le but de combattre les apports de nutriments, en particulier par les eaux résiduaires urbaines et industrielles ainsi que par l'agriculture, la Commission :

- appliquera la procédure commune de détermination de l’eutrophisation de la zone maritime, afin de déterminer initialement, d'ici l'an 2000 les zones sans problème d'eutrophisation et de compléter l'identification et la détermination, d’ici l'an 2003, de l’état de toutes les parties de la zone maritime sur le plan de l'eutrophisation ;

- fera appliquer immédiatement les mesures intégrées ciblées sur les milieux récepteurs et sur les sources, telles que définies pour les zones d'ores et déjà définies comme des zones à problème d'eutrophisation ;

- favorisera, comme l'un des principaux éléments des mesures ciblées sur les sources, le bon entretien dans l'industrie et dans l'épuration des eaux usées, ainsi que les bonnes pratiques agricoles, l'agriculture écologique et la fertilisation équilibrée ;

- se mettra d'accord, d’ici l'an 2003 sur tous programmes et mesures supplémentaires qui s'imposeraient afin de parvenir, d'ici l'an 2010 à un milieu marin sain, où aucun phénomène d'eutrophisation dû aux apports anthropiques ne se produira ;

- prendra des mesures de prévention dans les zones définies comme des zones à problème potentiel d'eutrophisation ;

- reviendra sur le statut des zones définies comme des zones sans problème d'eutrophisation si des éléments donnent à penser que dans celles-ci, les apports anthropiques de nutriments ont sensiblement augmenté.

NOUS SOULIGNONS l’importance que présente la lutte contre l’eutrophisation dans les directives communautaires européennes pertinentes et dans la législation correspondante des autres Parties contractantes. et NOUS SOMMES D'ACCORD sur le fait que le respect de cette législation est de la plus haute importance.

PETROLE ET GAZ EN OFFSHORE

NOUS REAFFIRMONS l’engagement qui est le nôtre d’empêcher que la mer ne soit un lieu d'immersion des déchets, et ce tant par suite des activités en mer qu’à terre. A cette fin, NOUS ADOPTONS une décision sur l’élimination des installations offshore désaffectées. En vertu de cette décision, toute immersion d’installations en acier est interdite. Des dérogations, sous réserve d'une évaluation et d'une consultation selon des procédures convenues, sont susceptibles d'être accordées, de telle sorte que les semelles des installations en acier d'un poids supérieur à 10 000 tonnes puissent être laissées en place. Cependant, NOUS NOUS EFFORCERONS d’éviter les dérogations de cette nature qui seraient applicables aux semelles des installations en acier, ceci en renvoyant à terre, en vue de leur recyclage ou de leur élimination, toutes les installations en acier, dans la mesure où ces opérations sont sans danger et réalisable. Des dérogations seront également possibles dans le cas des installations en béton. Nous N’AVONS AUCUNE intention de construire de nouvelles installations en béton pour les nouvelles opérations de mise en valeur des ressources pétrolières dans la zone maritime. II n’y aura recours aux installations en béton que lorsque ceci sera strictement nécessaire pour des raisons de sécurité ou des raisons techniques.

La Commission reverra la décision susvisée de temps à autre, à la lumière des événements, ceci dans le but de réduire aussi rapidement et autant que possible les cas dans lesquels des dérogations à l'interdiction générale de l'élimination en mer peuvent être envisagées. A cet effet, NOUS FAVORISERONS

- la recherche et le développement, par l'industrie et par les Parties contractantes concernées, dans le domaine des techniques de réutilisation et de démantèlement des installations offshore désaffectées, et de leur transport à terre en vue de leur recyclage ou de leur élimination finale ;

- l'échange des informations sur ces techniques entre les autorités compétentes des Parties contractantes, les exploitants et les entreprises sous traitantes ;

- la collaboration entre exploitants des installations offshore dans le cadre des opérations conjointes de déclassement de ces installations.

NOUS SOMMES D'ACCORD sur le fait qu’il y a lieu de fixer des objectifs environnementaux pour l'industrie du pétrole et du gaz en offshore, et d'améliorer les mécanismes de gestion qui permettront de réaliser ces objectifs. A cet effet, la Commission adoptera une stratégie à sa prochaine réunion. En élaborant cette stratégie, la Commission considérera les conditions dans lesquelles les problèmes suivants, entre autres, pourraient être abordés :

- l'utilisation et le rejet des substances dangereuses, dans des conditions conformes à la stratégie visant les substances dangereuses ;

- les rejets d'hydrocarbures des installations offshore y compris des hydrocarbures présents dans l'eau de production ;

- la réduction des émissions de substances ayant des chances de polluer l'atmosphère.

BILAN DE SANTE

NOUS NOTONS les progrès accomplis dans l'élaboration du bilan de santé du milieu marin de l'Atlantique du Nord-Est, lequel sera publié en l'an 2000. Il s'agit là d'une mission novatrice de grande ampleur, aucun bilan de santé aussi complet et à une telle échelle n’ayant été dressé jusqu'à présent. NOUS DONNONS NOTRE ACCORD au budget spécial accordé à la Commission pour les travaux qu'elle accomplira dans l'avenir aux fins de ce bilan, et NOUS NOUS FELICITONS qu'une base scientifique et saine soit créée grâce à ce bilan ainsi que grâce au Programme conjoint d'évaluation et de surveillance continue, afin de définir les missions futures et d'en définir les priorités dans le cadre d'une stratégie comparative générale.

ELARGISSEMENT DE LA COOPERATION INTERNATIONALE

NOUS RECHERCHERONS à obtenir dans nos travaux, la coopération d’autres états du bassin hydrographique de l'Atlantique du Nord-Est, et notamment de la République tchèque et de la Fédération de Russie.

NOUS SOMMES CONSCIENTS du fait que l'Atlantique du Nord-Est ne représente qu’une petite partie des océans de la planète et qu'un grand nombre d'autres organisations internationales contribuent de manière essentielle à la protection du milieu marin. NOUS POURSUIVRONS notre mission, tant au plan national qu'au sein de la Commission OSPAR ainsi qu’avec d'autres programmes visant les mers régionales, et notamment ceux de l'océan Arctique, de la mer Baltique et de la Méditerranée et des organismes tels que la Convention sur la pollution atmosphérique transfrontalière à longue distance, afin de faire appliquer, à l'échelon mondial, les recommandations du chapitre 17 (Océans et toutes mers) de l'Agenda 21, ainsi que de mettre pleinement en œuvre le Programme mondial d'action pour la protection du milieu marin contre la pollution due aux activités terrestres. NOUS NOUS FELICITONS tout particulièrement du soutien complémentaire que le gouvernement des Pays-Bas a assuré à cet effet

NOUS COOPERERONS en particulier dans le contexte des travaux de l'Organisation Maritime Internationale, afin de combattre les menaces que la navigation fait peser sur le milieu marin, ceci en améliorant les installations de réception des déchets, et en renforçant leur efficacité d'exploitation, notamment par des mécanismes harmonisés ayant pour but de supprimer les incitations économiques, administratives ou organisationnelles dont bénéficient les navires, incitations qui les conduisent à ne pas faire appel aux installations portuaires de réception des déchets, ceci en interdisant les traitements anti-salissures au tributyl étain (TBT) et en les remplaçant par des techniques anti-salissures propres, en améliorant les contrôles exercés sur le transport involontaire des espèces non indigènes par les navires en prenant des mesures visant à éliminer les ordures en mer et en mettant en œuvre la nouvelle annexe VI à la Convention MARPOL, annexe relative à la lutte contre la pollution atmosphérique provoquée par les navires.

NOUS POURSUIVRONS ET INTENSIFIERONS notre coopération avec les organisations internationales chargées de la protection des cours d'eau, à savoir le Rhin, la Meuse, l'Escaut et l'Elbe, de manière à réduire plus encore les apports fluviaux à l'Atlantique du Nord-Est, et à améliorer les corrélations écologiques fort importantes entre les cours d'eau et l'océan.

SUIVI

NOUS NOUS FELICITONS du renforcement de la participation des organisations non gouvernementales aux travaux de la Commission. ce par l'ouverture des comités et des groupes de travail à celles-ci en qualité d'observateurs.

Enfin, NOUS NOUS ENGAGEONS à maintenir la participation des ministres et des membres de la Communauté européenne aux travaux de la Commission OSPAR, de manière à lui assurer un soutien et une orientation politiques adéquats. Nous ORGANISERONS en conséquence une nouvelle réunion de la Commission au niveau ministériel en 2003, réunion qui se fondera sur un examen approfondi des progrès accomplis dans la mise en œuvre des stratégies et de leur efficacité, ainsi que des conséquences du Bilan de santé an 2000.

Sintra, le 23 juillet 1998

- Secrétaire d'Etat à la sécurité, à l'intégration sociale et à l’environnement du Royaume de Belgique

- Membre de la Commission européenne

- Ministre de l'aménagement du territoire et de l'environnement de la République française

- Ministre de l’environnement de la République d’Islande

- Ministre de l’environnement du Grand-duché de Luxembourg

- Ministre de l’environnement du Royaume de Norvège

- Ministre de l'environnement du Royaume d'Espagne

- Secrétaire d'état et directeur de l'agence suisse pour l’environnement, les forêts et le paysage de la Confédération suisse

- Ministre de l'environnement et de l'énergie du Royaume de Danemark

- Ministre de l'environnement de la République de Finlande

- Ministre fédéral de l'environnement, de la conservation de la nature et de la sécurité nucléaire de la République fédérale d'Allemagne

- Ministre de la marine et des ressources naturelles de l'Irlande

- Ministre des transports, des travaux publics et de la gestion des eaux du Royaume des Pays-Bas

- Ministre de l’environnement de la République portugaise

- Ministre de l’environnement du Royaume de Suède

- Vice-premier ministre et ministre de l’environnement, des transports et des régions du Royaume-Uni de Grande-Bretagne et d'Irlande du Nord

 

 

 

 

Annexe 3 : Glossaire

Sûreté nucléaire

La sûreté est définie comme l’ensemble des dispositions techniques prises au stade de la conception, de la construction puis de l’exploitation, pour assurer le fonctionnement normal des installations, prévenir les incidents et les accidents et en limiter les effets.

La sûreté concerne la fiabilité des réacteurs ou autres machines.

Sécurité nucléaire

La sécurité est définie comme l’ensemble des dispositions prises pour la protection des travailleurs, de la population et de l’environnement contre les dysfonctionnements des installations.

Radioprotection

Protection de la santé de l’homme contre les effets des rayonnements ionisants

I. Radioactivité

1. Activité et radionucléides

radioélément

• élément chimique dont le noyau possède la propriété intrinsèque d’émettre c’est-à-dire d’expulser spontanément des particules

rayonnement alpha (a )

• le rayonnement alpha est composé de particules alpha ou hélions, c’est-à-dire de noyaux d’hélium (He2+)

• le rayonnement alpha est très ionisant : les noyaux d’hélium arrachent en effet un ou plusieurs électrons au cortège électronique des atomes qu’ils rencontrent au sein de la matière ; ainsi le rayonnement alpha produit environ 30 000 paires d’ions par centimètre de parcours dans l’air ; le rayonnement alpha est donc particulièrement dangereux ;

• le rayonnement alpha est peu pénétrant : les noyaux d’hélium perdent rapidement leur énergie dans le milieu qu’ils traversent, dans la mesure où le processus d’ionisation qu’ils déclenchent nécessite une quantité importante d’énergie ; le rayonnement alpha ne parcourt que quelques centimètres dans l’air ; il est relativement aisé de se protéger contre ce rayonnement

rayonnement bêta (b )

• le rayonnement bêta est composé d’électrons e- ou de positrons e+ (anti-électron accompagné d’un neutrino n )

• le rayonnement bêta est moins ionisant que le rayonnement alpha ; ainsi par exemple il produit 100 paires d’ions par centimètre de parcours dans l’air, contre 30 000 pour le rayonnement alpha

• le rayonnement bêta est plus pénétrant que le rayonnement alpha : il parcourt quelques dizaines de centimètres dans l’air, contre quelques centimètres pour le rayonnement alpha

rayonnement gamma (g )

• le rayonnement gamma est composé de photons qu’on peut considérer comme les particules du champ électromagnétique et qui sont émis au cours d’un processus de transition nucléaire ou d’annihilation de particules

• les rayonnements gamma sont beaucoup plus pénétrants que les rayonnements alpha ou bêta

rayonnement neutronique

• le neutron est une particule constitutive des noyaux et dénuée de charge électrique

• ce rayonnement intervient rarement en matière de déchets et de rejets

transfert d’énergie linéique

• Le transfert d’énergie linéique représente la perte moyenne d’énergie du rayonnement par unité de longueur dans la matière traversée. Les rayonnements à faible transfert d’énergie linéique sont les rayons X et les rayons gamma. Les rayonnements à fort transfert linéique d’énergie sont les rayonnements alpha, les neutrons, les électrons et les autres particules chargées.

période

• la période radioactive est le temps nécessaire pour qu’une quantité donnée de matière radioactive perde la moitié de sa radioactivité

• en 2 périodes, la radioactivité tombe à ¼ de son niveau initial. En 10 périodes, elle tombe à 1/1000 ème. En 20 périodes, elle tombe à environ 1/1 000 000 ème.

N=N0*exp(-0,693*t/T)

N0 quantité initiale

N quantité au temps t

T période

après quantité initiale divisée par

1 période 2

2 périodes 4

3 périodes 8

4 périodes 16

5 périodes 32

6 périodes 64

7 périodes 128

8 périodes 256

9 périodes 511

10 périodes 1 022

20 périodes 1 045 494

30 périodes........................1 069 011 258

produits d’activation

• radioéléments formés par irradiation des gaines de combustible, des embouts et autres matériaux de structure des réacteurs nucléaires

produits de fission

• les noyaux formés par la fission de l’uranium ou du plutonium ainsi que leurs descendants sont appelés produits de fission

actinides mineurs

• on appelle actinides les corps de numéro atomique compris entre 89 et 103 de la classification de Mendeleiev.

• Les actinides majeurs sont l’uranium et le plutonium.

• Les autres actinides sont dits actinides mineurs et comprennent notamment l’américium, le neptunium et le curium formés dans les combustibles irradiés.

transuraniens

• les transuraniens sont les éléments dont le numéro atomique est supérieur à celui de l’uranium, c’est-à-dire 92.

• Il s’agit principalement du neptunium (93), du plutonium (94), de l’américium (95), du curium (96) et du berkélium (97), etc.

vie longue / vie courte

• un radioélément est considéré comme étant à vie longue lorsque sa période est supérieure à 30 ans.

• en dessous de 30 ans, il est considéré comme étant à vie courte

 

• la limite de 30 ans a été adoptée par rapport à la période du césium 137, un produit d’activation présent dans les rejets des réacteurs électronucléaires et des usines de retraitement et d’une radiotoxicité modérée (groupe III)

Activité

• nombre de désintégrations par unité de temps qui à un instant donné, se produit dans une source radioactive donnée

Becquerel (Bq)

• unité d’activité du Système International

• 1 Becquerel = 1 désintégration par seconde

• 1 Bq = 2,7. 10-11 Ci

• 1 EBq = 1 Exa-Becquerel = 1018 Bq

1 PBq = 1 Péta-Becquerel = 1015 Bq

1 TBq = 1 Téra-Becquerel = 1012 Bq

1 GBq = 1 Giga-Becquerel = 109 Bq

1 MBq = 1 Mega-Becquerel = 106 Bq

1 kBq = 1 kilo-Becquerel = 103 Bq

Curie (Ci)

• nombre de désintégration par unité de temps correspondant à 1 gramme de radium 226

• 1 Ci = 3,7. 1010 Bq

 

2. Les différents types d’effets des rayonnements ionisants sur la santé

Classification des effets selon la personne exposée

• effets foeto-embryonnaires : effets des rayonnements ionisants sur le foetus éventuellement porté par l’individu exposé

• effets somatiques : effets sur l’individu exposé

• effets génétiques : effet sur la descendance de la l’individu exposé

Effets déterministes

• effets (dommages) sous forme de morts cellulaires apparaissant de manière certaine, au dessus d’une certaine dose d’exposition dite dose seuil, qui est fonction de l’organe et de l’individu

• ces effets n’apparaissent que si l’intensité des rayonnements ou débit de dose est suffisante

• les organes les plus sensibles sont les gonades, le cristallin, la moelle osseuse et la peau

• les doses seuils des enfants sont en général plus bas que ceux des adultes car les cellules en division (croissance de l’enfant) sont plus radiosensibles que celles des adultes

Effets stochastiques

• effets n’apparaissant que de façon aléatoire chez les individus exposés

• les principaux effets stochastiques sont les tumeurs solides ou les leucémies et les troubles héréditaires

3. Les différentes notions de doses

Différentes notions de doses ont été élaborées pour caractériser l’absorption du rayonnement par une cible, en générale un organe, un tissu ou un organisme entier. Plusieurs notions ont été élaborées afin de rendre compte avec précision des différents phénomènes.

Les quatre paramètres de base pour mesurer l’impact de la radioactivité sur un organisme vivant sont les suivants :

1. l’énergie transmise par le rayonnement ionisant :

• cette énergie dépend de la quantité de source radioactive présente

• on note généralement cette énergie e

2. la nature des rayonnements auxquels la matière est soumise :

• la composition des rayonnements alpha, bêta, gamma et neutronique étant différente, leurs effets sur un même tissu ou un même organes sont spécifiques

• on attache donc à chaque type de rayonnement un facteur de qualité appelé également facteur de pondération radiologique qui rend compte des différences de nocivité, facteur noté WR

3. la nature de la cible, tissu, organe ou corps entier :

• les différents tissus vivants ont des sensibilités extrêmement variables aux rayonnements ionisants

• chaque tissu est donc caractérisé par un facteur de pondération noté WT

4. Le débit

• la notion de débit est également essentielle dans l’évaluation des effets des rayonnements ionisants

• le débit est la grandeur mesurée rapportée à l’unité de temps

Figure 1 : Principaux paramètres de l’impact d’un rayonnement sur le vivant

 

 

3.1. La dose absorbée

Transfert d’énergie linéique

• perte moyenne par unité de longueur de l’énergie transportée par le rayonnement ionisant dans la matière (ou quantité d’énergie transférée à celle-ci)

• transferts d’énergie linéique faibles : rayonnements X et gamma

• transferts d’énergie linéique forts : rayonnements alpha, neutrons et autres particules chargées

Dose absorbée (DR)

• énergie e absorbée par une masse m d’une matière particulière exposée à un rayonnement donné R

• expression mathématique : DR = d e /dm

• unité : Gray (Système International actuel) ou rad (ancien système)

Débit de dose absorbée

• le débit de dose absorbée est la dérivée par rapport au temps de la dose absorbée

• expression mathématique : débit de dose absorbée= dD/dt

Gray (Gy)

• unité de dose physique absorbée : énergie cédée par le rayonnement à l’unité de masse de la matière exposée

• 1 Gy = 1 Joule / kg

• 1 Gy = 102 rad

Rad (rad)

• unité de dose physique absorbée : énergie cédée par le rayonnement à l’unité de masse de la matière exposée

• 1 rad = 10-2 Gy

Gy/s ou Gy.s-1

• unité de débit de dose du Système International

 

3.2. La dose absorbée à l’organe

Il s’agit d’une notion nouvellement introduite par la CIPR afin de distinguer les effets des rayonnements ionisants suivant les organes.

Dose absorbée à l’organe ou au tissu (DT)

• énergie e T absorbée par une masse mT d’un tissu ou d’un organe T particulier exposée à un rayonnement

• expression mathématique : DT = de T /dmT

• unité : Gray (Système International actuel) ou rad (ancien système)

 

3.3. La dose équivalente dans un organe ou un tissu

Pour évaluer l’effet de la radioactivité sur un tissu ou un organe T particulier, il convient en premier lieu d’évaluer la dose absorbée pour chaque type de rayonnement alpha, bêta, gamma ou neutronique.

On calcule ainsi la dose équivalente pour chaque tissu ou organe en faisant intervenir un coefficient représentatif de la nature du rayonnement considéré, WR. Ce coefficient appelé facteur de qualité ou facteur de pondération radiologique tient compte des effets spécifiques des particules du rayonnement sur le vivant.

dose équivalente propre au tissu T et au rayonnement R : HT,R = DT,R . WR

Pour obtenir la dose équivalente dans un tissu, il suffit ensuite de faire la somme des doses équivalentes pour chaque rayonnement.

Facteur de qualité ou de pondération radiologique (WR)

• coefficient de pondération de la dose absorbée propre à chaque type de rayonnement

type de rayonnement facteur de pondération

WR

photons ttes énergies 1

électrons ttes énergies 1

neutrons <10 keV 5

neutrons 10 keV < £ 100 keV 10

neutrons 100 keV < £ 2 MeV 20

neutrons 2 MeV < £ 20 MeV 10

neutrons > 20 MeV 5

particules alpha, fragments

de fission, noyaux lourds 20

protons, autres que protons

de recul, énergie > 2 MeV 5

• le facteur de pondération radiologique est un coefficient sans dimension

Dose équivalente dans un organe ou un tissu T pour un rayonnement R donné (HT,R)

• HT,R = DT,R . WR

• l’unité de dose équivalente est le Sievert (Sv) dans le Système International actuel ou le rem dans l’ancien système

Dose équivalente dans un organe ou un tissu T

• HT = å (R) DT,R . WR

• l’unité de dose équivalente dans un organe ou un tissu est le Sievert (Sv)

Sievert (Sv)

• unité de dose équivalente du Système International actuel

• 1 Sv = 102 rem

Rem

• unité de dose équivalente de l’ancien système

• 1 rem = 10-2 Sv

 

3.4. La dose équivalente engagée dans un organe ou un tissu

La notion de dose engagée a comme fonction de prendre en compte la durée d’exposition aux rayonnements, en cas d’incorporation des radioéléments.

Dans le cas d’ingestion ou d’inhalation de radionucléides par un individu, la dose reçue ne se limite pas en effet à celle reçue au moment ou l’événement se produit mais s’étend à celles reçues pendant toute la durée de rétention dans l’organisme. La dose engagée mesure la dose totale qui est reçue par l’individu pendant toute la durée d’exposition à partir de l’instant de l’inhalation ou de l’ingestion.

Dose équivalente engagée dans un tissu ou un organe T

t0+t

• HT(t ) = ò HT(t). dt

t0

• t: moment de l’incorporation

t  : temps écoulé depuis l’incorporation

• quand t n’est pas spécifié, on considère généralement qu’il est de 50 ans pour les adultes et de 70 ans pour les enfants

 

3.5. Dose efficace et équivalent de dose efficace

La dose efficace est une notion d’intégration des effets de tous les rayonnements sur l’ensemble des tissus ou organes considérés.

Les directives européennes n° 80/836 et 84/467 utilisaient également la notion d’équivalent de dose efficace qui permet une expression simplifiée de toute distribution de doses sur le corps humain et donc des limites applicables à tout genre de distribution.

Facteur de pondération tissulaire (WT)

• coefficient caractérisant les propriétés de chaque tissu ou organe biologique T vis-à-vis des rayonnements

• le facteur de qualité du tissu est un coefficient sans dimension

• le tableau ci-après présente les principales valeurs du facteur de pondération tissulaire :

tissu facteur de pondération

ou organe tissulaire WT

____________________________________________________

gonades 0,20

moelle rouge 0,12

colon 0,12

poumons 0,12

estomac 0,12

vessie 0,05

seins 0,05

foie 0,05

œsophage 0,05

thyroïde 0,05

peau 0,01

surface des os 0,01

autres 0,05

Dose efficace

• E = å (T) HT . WT

• E = å (T) [å (R) DT,R . WR] . WT

• unité de dose efficace : le Sievert (Sv)

Incorporation

• l’incorporation est définie comme étant égale à l’activité des radionucléides pénétrant dans l’organisme à partir du milieu ambiant

• l’unité d’incorporation est le Becquerel (Bq)

Equivalent de dose efficace

• concept introduit par la CIPR n° 26 et intégré dans la directive européenne 80/836/Euratom du 15 juillet 1980

• concept utilisé en cas d’exposition partielle de l’organisme pour définir une dose virtuelle équivalente du corps entier qui entraînerait le même risque

• ce concept a été abandonné par la directive n° 96/29

 

3.6. Dose efficace engagée (directive n° 96/29)

Il s’agit d’une notion relative aux incorporations et à l’intégration des doses engagées pour l’ensemble des tissus considérés. On multiplie à cet effet les doses équivalentes engagées pour chacun des tissus par les facteurs de pondération appropriés, pour obtenir la dose efficace engagée.

Dose efficace engagée

• E(t ) = å (T) HT(t ) . WT

Dose efficace reçue par un individu d’un groupe d’âge (g)

• la dose efficace reçue par un individu d’un groupe d’âge (g) est la somme de la dose efficace externe et de la dose efficace interne

• la dose efficace interne est décomposée en dose efficace reçue suite à l’ingestion et en dose efficace reçue suite à l’inhalation

• la dose efficace reçue par ingestion (respectivement par inhalation) est la somme des produits de la dose efficace engagée par unité d’incorporation notée h(g)j,ing (respectivement par h(g)j,inh ) et de l’incorporation notée Jj,ing (respectivement Jj,inh ), pour chaque radioélément concerné

• les doses efficaces engagées par unité d’incorporation sont calculées sur une période de 50 ans (jusqu’à l’âge de 70 ans pour les enfants)

• l’expression mathématique de la dose efficace reçue par un individu est la suivante :

E = Eexterne + å (j) h(g)j,ing.Jj,ing + å (j) h(g)j,inh.Jj,inh

facteurs de transit intestinal

• les facteurs de transit intestinal correspondent à une plus ou moins grande perméabilité de l’intestin aux radionucléides suivant l’âge de l’individu considéré

• on définit des facteurs de transit différents pour les jeunes enfants et les personnes âgées, par rapport à ceux relatifs aux adultes pris par hypothèse égaux à 1

• les facteurs de transit s’appliquent aux incorporations par ingestion et, étant supérieurs ou inférieurs à 1, en augmentent ou en diminuent de fait l’impact

• la directive précise qu’en l’absence de données sur les facteurs de transit, c’est la valeur la plus restrictive qui doit être utilisée

facteurs de rétention pulmonaire

• les facteurs de rétention pulmonaire s’appliquent aux incorporations par inhalation

• ils justifient des mêmes spécifications que les facteurs de transit intestinaux

 

3.7. Seuils de libération ou d’exemption

seuils de libération

• valeurs fixées par les autorités nationales compétentes ou exprimées en concentration d’activité et/ou en activité totale, auxquelles ou en dessous desquelles les substances radioactives ou les matières contenant des substances radioactives résultant de pratiques soumises à l’obligation de déclaration ou d’autorisation peuvent être dispensées de se conformer aux exigences de la directive n° 96/29

seuils d’exemption

• valeurs fixées par la directive n° 96/29 en activité totale ou en activité massique pour différents radioéléments en dessous desquelles les Etats membres peuvent supprimer l’obligation de déclaration

3.8. Les notions de doses collectives et de détriment sanitaire

Pour évaluer l’impact d’un événement particulier sur une population spécifique, il peut être utile de calculer une dose collective, la plupart du temps sous la forme d’un engagement de dose collective, c’est-à-dire cumulée sur une période de temps donnée.

Engagement de dose d’un groupe de population donné

• avec HT représentant un débit de dose par tête et HC,T l’engagement de dose par tête, on a :

¥

HC,T = ò HT(t). dt

0

• de même on a pour l’engagement de dose efficace par tête :

¥

EC(t ) = ò E(t). dt

0

Engagement de dose collective

• somme des doses reçues par l’ensemble des individus d’une population exposée

• cet engagement de dose collective s’obtient en multipliant les engagements par tête par les effectifs des groupes considérés

• la notion d’engagement de dose collective suppose d’une part que les individus de la population considérée ont des caractéristiques biologiques similaires et d’autre part que les individus reçoivent des doses similaires

h.Sv

• unité de dose collective : exprime le total des doses de radioactivité reçues par une population donnée

détriment sanitaire

• notion introduite par la CIPR n° 26 de 1977

• le détriment sanitaire est égal à la somme de la gravité de chaque effet sanitaire pondérée par sa probabilité d’apparition

• détriment sanitaire = S (effets sanitaires) pi . gi

avec pi : probabilité d’apparition de l’effet sanitaire i

gi : gravité de l’effet sanitaire i

 

3.9. Limites secondaires et dérivées (directive n° 80/836 qui sera abrogée le 13 mai 2000)

La directive européenne n° 80/836/Euratom introduisait plusieurs notions supplémentaires afin de résoudre dans la pratique les problèmes concrets de surveillance du niveau de radioactivité.

La base de la réglementation était en effet constituée par des limites d’équivalent de dose efficace. Toutefois, ces grandeurs n’étaient pas directement mesurable. Il était donc nécessaire de définir des limites exploitables dans la pratique.

A cet effet, on distinguait classiquement les expositions externes et les expositions internes.

Pour les expositions externes, des limites d’exposition étaient fixées pour le corps entier et la peau, celles-ci débouchant sur des limites calculées pour les extrémités et le cristallin. Moyennant l’utilisation des facteurs de qualité des différents rayonnements, il était possible de comparer les mesures obtenues à partir des dosimètres avec les limites de la réglementation.

Le problème était plus complexe pour les expositions internes. Les mesures peuvent être en effet directes par gammamétrie in vivo ou par analyse des excrétas. Des mesures indirectes peuvent être plus faciles, si elles portent sur l’air, l’eau ou les aliments. On a donc la séquence indiquée dans la figure suivante.

Figure 2 : Articulation des différentes limites de la directive européenne n°80/836 qui sera abrogée le 13 mai 2000

 

 

 

 

 

 

 

 

limites secondaires

• limites relatives aux expositions internes

• les limites secondaires sont des limites d’incorporation annuelle des différents radionucléides

• par exemple des limites d’incorporation annuelle existent pour l’uranium 234, l’uranium 235 et l’uranium 238

• LAI : limites d’incorporation annuelle (LIA)

limites dérivées

• limites exprimées en termes de concentration des éléments considérés dans l’eau, l’air ou les aliments

• la limite d’incorporation annuelle peut être considérée comme respectée dans certains cas si la concentration du radioélément considéré est inférieure à la limite dérivée

• LDCA : limites dérivées de concentration dans l’air (inhalation)

 

Les dispositions de la directive concernant les limites dérivées ont été transcrites par le décret n° 88-521 du 18 avril 1988, de la manière suivante :

- pour chaque radioélément, la réglementation fixe une limite annuelle d’incorporation (LAI) par ingestion et une autre limite annuelle d’incorporation (LAI) par inhalation

- pour le cas particulier de l’inhalation, la réglementation fixe également pour chaque élément une limite dérivée de concentration dans l’air (LDCA).

- dans le cas général, la condition suivante doit être satisfaite, avec Ii désignant l’activité incorporée annuellement du radioélément i :

- dans le cas où l’incorporation par inhalation domine (par exemple dans le cas des mineurs d’uranium), on peut remplacer l’activité incorporée annuellement par Ci, concentration moyenne dans l’air au cours de l’année et la, limite annuelle d’incorporation LAIi par la limite dérivée de concentration annuelle LDCAi

- enfin dans le cas où il y a superposition d’une dose interne et d’une dose externe, avec H équivalent de dose maximal reçu en profondeur et Ha limite annuelle ou trimestrielle, la somme des rapports ci-dessous doit être inférieure à 1 :

 

3.10. Taux annuel d’exposition totale ajoutée

Le taux annuel d’exposition annuelle ajoutée (TAETA) désigne l’expression S ci-dessus, introduite par les décrets n° 88-521 du 18 avril 1988 et n° 90-222 du 9 mars 1990, pour calculer l’impact sur les travailleurs et l’environnement d’une installation liée à une exploitation de substances radioactives.

Pour les travailleurs, comme on l’a vu ci-dessus, le TAETA additionne les expositions à la radioactivité, à la fois externes et internes, rapportées aux normes réglementaires, sur toute la durée de l’année.

La notion de TAETA est aussi utilisée pour déterminer si une installation de stockage de résidu minier a un impact tolérable sur l’environnement.

Dans ce cas, on fait, pour chaque radioélément ou chaque groupe de radioélément, la différence entre l’exposition du groupe critique et l’exposition naturelle, différence qui représente l’exposition ajoutée. On rapporte chaque exposition ajoutée à la limite annuelle d’incorporation.

La somme des rapports ainsi calculés doit être inférieure à 1 pour que l’impact soit jugé acceptable.

Exemple : TAETA pour les mines d’uranium et les usines de traitement de minerais d’uranium dans le cadre de la législation actuelle

• EXPE(crit) représente l’exposition externe en mSv du groupe critique

• EXPE (nat) représente l’exposition externe naturelle en mSv

• 5 mSv : limite annuelle d’exposition annuelle

• EAP(crit) : énergie alpha potentielle due aux descendants à vie courte des isotopes 222 et 220 du radon, inhalée par an, en mJ, correspondant au groupe critique

• EAP(nat) : énergie alpha potentielle due aux descendants à vie courte des isotopes 222 et 220 du radon, inhalée par an, en mJ, correspondant à l’exposition naturelle

• 2 mJ : limite annuelle d’incorporation pour le Radon 222 ; 6 mJ : limite annuelle d’incorporation pour le Radon 220

• Poussières (crit) : émetteurs alpha à vie longue présents dans les poussières en suspension dans l’air, inhalés par an, en Bq, pour le groupe critique

• Poussières (crit) : émetteurs alpha à vie longue présents dans les poussières en suspension dans l’air, inhalés par an, en Bq, pour l’expostion naturelle

• 170 Bq  alpha : limite annuelle d’incorporation pour les poussières contenant des émetteurs alpha

• Ra226(crit) : exposition interne annuelle due à l’ingestion de radium 226, par l’eau et la chaîne alimentaire, en Bq, pour le groupe critique

• Ra226(nat) : exposition interne annuelle due à l’ingestion de radium 226, par l’eau et la chaîne alimentaire, en Bq, pour l’exposition naturelle

• 7000 Bq alpha : limite annuelle d’incorporation du Radium 226

• U238(crit) : exposition interne annuelle due à l’ingestion d’uranium 238, par l’eau et la chaîne alimentaire, en gramme, pour le groupe critique

• U238 (nat) : exposition interne annuelle due à l’ingestion d’uranium 238, par l’eau et la chaîne alimentaire, en gramme, pour l’exposition naturelle

• 2 g : limite annuelle d’incorporation pour l’uranium 238.

Il faut par ailleurs remarquer que les limites d’incorporation ci-dessus seront modifiées par la directive européenne n° 96/29 sur la radioprotection, selon le tableau suivant.

Tableau 1 : Limites actuelles et futures pour les expositions ajoutées

mode d’exposition

limites actuelles

limites futures résultant de la directive n° 96/29

exposition externe

5 mSv

1 mSv

énergie alpha potentielle due aux descendants à vie courte du Radon 222 inhalés

2 mJ

0,56 mJ

énergie alpha potentielle due aux descendants à vie courte du Radon 220 inhalés

6 mJ

1,68 mJ

émetteurs alpha à vie longue de la chaîne de l’U238 présents dans les poussières en suspension dans l’air et inhalés

170 Bq

40 Bq

exposition interne due à l’ingestion de radium 226

7000 Bq

4500 Bq

exposition interne due à l’ingestion d’uranium 238

2 g

1 g

 

4. Notions utilisées en épidémiologie

risque absolu

• nombre de cas observés d’une pathologie donnée dans une population donnée

excès de risque absolu

• différence entre le nombre de cas observés et le nombre de cas attendus pour une pathologie et une population données

excès de risque relatif

• différence entre le nombre de cas observés et le nombre de cas attendus, rapportée au nombre de cas attendus, pour une pathologie et une population données

coefficient de risque relatif

• excès de risque relatif rapporté à la dose moyenne reçue par la population étudiée

résultat significatif

• un résultat est dit significatif si, en l’absence de toute cause sous-jacente, il ne peut pas survenir plus d’une fois sur 20 du fait du hasard

puissance statistique

d’une étude

• probabilité de mettre en évidence un risque significatif lorsqu’il existe

• la puissance statistique d’une étude est d’autant plus grande que la taille des échantillons étudiés est plus élevée, le risque relatif plus grand et la proportion de personnes exposées dans la population totale plus forte

 

II – Industrie nucléaire

AEN-OCDE

• Agence de l’énergie nucléaire de l’OCDE

AGR

• Advanced Gas cooled Reactor : réacteur de conception anglais – le Royaume Uni en possède 14 en fonctionnement

AIEA

• Agence internationale de l’énergie nucléaire – située à Vienne, cette agence intergouvernementale fait partie de la galaxie de l’ONU

ANDRA

• Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs

CNE

• Commission Nationale d’Evaluation créée par la loi du 30décembre 1991 –

• selon l’article 4 de la loi : " le Gouvernement adresse chaque année au Parlement un rapport faisant état de l’avancement des recherches sur la gestion des déchets radioactifs à haute activité et à vie longue [...]. Le Parlement saisit de ces rapports l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques. Ces rapports sont rendus publics. Ils sont établis par une commission nationale d’évaluation composée de (...) "

DOE

• Department of Energy – équivalent de ce que serait en France un Secrétariat d’Etat à l’Energie

EPR

• European Pressurized Reactor : projet franco-allemand de réacteur à eau pressurisée du futur développé par Framatome et Siemens réunis au sein de la société NPI

GW

• unité de puissance installée – exemple : la France a un parc installé de 60 GW environ

• 1 GW = 106 kW

MeV 

• Mega Electron Volt

• l’électron volt est l’énergie acquise par un électron accéléré dans un champ électrique d’un volt

• 1 eV = 1,6.10-19 J ; 1 MeV = 1,6. 10-13 J

Mox

• Mixed Oxide Fuel

MWe

• unité de puissance électrique nette, disponible en sortie de centrale

MWj/t

• mégawattjour par tonne

• unité exprimant le taux de combustion d’un combustible nucléaire

réacteur hybride

• réacteur nucléaire sous-critique dans lequel un flux de neutrons additionnels est inséré

• ce flux de neutrons est produit par spallation

REN

• réacteur à eau naturelle par opposition au réacteur à eau lourde

REP

• réacteur à eau pressurisée – exemple : les réacteurs du parc EDF

RJH

• réacteur Jules Horowitz

• projet de réacteur d’irradiation du CEA

séparation

• opération chimique consistant à isoler les corps simples d’un mélange

spallation

• phénomène de création de neutrons par un flux de protons accélérés linéairement et venant percuter une cible de métal lourd

transmutation

• dans le cas des déchets radioactifs à haute activité et à vie longue, opération de transformation des radionucléides à vie longue en des noyaux stables,

TWh

• TeraWattheure : unité de production d’électricité

• 1 TWh = 109 kWh – un milliard de kWh

UNGG

• uranium naturel graphite gaz : première génération des réacteurs nucléaires français fonctionnant avec de l’uranium naturel comme combustible, du graphite comme modérateur et du gaz carbonique comme caloporteur

 

III – Démantèlement

Tableau 2 : Les niveaux de démantèlement selon l’AIEA

caractérisation

état de l’installation

surveillance

niveau 1

• fermeture sous surveillance

• retrait des matières fissiles et des fluides radioactifs

• maintien en l’état des différentes barrières d’étanchéité

• système d’ouverture et d’accès verrouillés

• contrôle de la radioactivité à l’intérieur et dans l’environnement

• inspections et contrôles techniques garantissant le bon état de l’installation

niveau 2

• libération partielle ou conditionnelle

• zone confinée réduite à son minimum

• parties facilement démontables enlevées

• aménagement de la barrière externe

• surveillance réduite à l’intérieur du confinement

• maintien de la surveillance de l’environnement

• vérification des parties scellées

niveau 3

• libération totale et inconditionnelle

• évacuation de tous les matériaux ou équipements de radioactivité significative

• décontamination des parties restantes en dessous du seuil nécessitant des précautions particulières

• aucune surveillance

• inspection ou vérification jugée nécessaire

Tableau 3 : Les niveaux de déclassement des INB

 

niveau 1 : fermeture sous surveillance

niveau 2 : libération partielle et conditionnelle du site

niveau 3 :libération totale et inconditionnelle du site

état de l’INB

• maintien en l’état

• réduction au minium des volumes confinés

• renforcement de l’étanchéité et de la protection biologique

• démantèlement pur et simple

état des équipements

• barrière en l’état

• accès très limité

• confinement contrôlé

• une ou plusieurs barrières

• accès libre autour du confinement

• enlèvement de tous les matériaux

• équipements et parties de l’installation dont l’activité est restée significative

dispositions particulières

• évacuation des sources radioactives

• rinçage des circuits

• décontamination des zones libérées

• absence de toute radioactivité

surveillance

• continue

• restreinte et intermittente

• inutile

inspection

• périodique et continue

• échelonnée dans le temps

• inutile

vérification

• adaptée au niveau du risque

• allégée et adaptée au niveau du risque

• inutile

durée

• 20 à 50 ans

• 100 à 200 ans

• illimitée

exemples

• Chinon A1

• Zoé, EI2, EI3, G2/G3, Chinon A2

• Marius, César, Pégase, Minerve, Neréide, Triton

 

IV – La directive européenne n° 98/83/CE sur l’eau

La directive européenne n° 98/83/CE sur l’eau, à transposer en droit interne, introduit un contrôle de l’activité volumique totale en émetteurs alpha, ainsi qu’en émetteurs bêta.

Le tableau suivant résume la position française actuelle sur la transposition.

Tableau 4 : Réglementation envisagée en France pour transposer la directive européenne n° 98/83

1. activité totale alpha £ 0,1 Bq/l et activité totale bêta £ 1 Bq/l

HTO £ 100 Bq/l

eau propre à la consommation

HTO > 100 Bq/l

recherche d’émetteurs gamma. Si présence émetteurs gamma, recherche bêta fine et recherche du carbone 14. Calcul de dose, qui doit rester inférieure à 0,1 mSv/an. Décision sanitaire au cas par cas

2. activité totale alpha > 0,1 Bq/l et/ou activité totale bêta > 1 Bq/l

radionucléides naturels

recherche pour expliquer l’activité totale alpha et l’activité totale bêta

radionucléides artificiels

recherche émetteurs gamma

recherche carbone 14, strontium 90, plutonium 239 et 240 et américium 241 si les activités totales alpha et bêta ne sont pas compatibles avec les teneurs en naturel

 

 

 

ANNEXE 4 : Eléments sur les radionucléides

 

1. Chaînes de désintégration spontanée de divers radioéléments naturels

Tableau 5 : Proportions des différents isotopes de l’uranium naturel

isotope

en pourcentage du total dans l’uranium naturel

uranium 238

99,27 %

uranium 235

0,72 %

uranium 234

0,0053 %

Tableau 6 : Chaîne de désintégration spontanée du l’uranium 238

radioélément

mode de désintégration spontanées

période

groupe de radiotoxicité

uranium 238 I

alpha

4,47 milliards d’an.

faible

thorium 234 I

bêta, gamma

24 jours

modérée

protactinium 234 I

bêta

1,2 minute

modérée

uranium 234 I

alpha

245 000 ans

très forte

thorium 230 I

alpha

80 000 ans

très forte

radium 226 I

alpha, gamma

1600 ans

très forte

radon 222 I

alpha

3,8 jours

modérée

polonium 218 I

alpha

3 minutes

très forte

plomb 214 I

bêta, gamma

27 minutes

modérée

bismuth 214 I

bêta, gamma

20 minutes

modérée

polonium 214 I

alpha

< 1 seconde

modérée

plomb 210 I

bêta, gamma

22,3 ans

très forte

bismuth 210 I

bêta

5 jours

forte

polonium 210 I

alpha

138 jours

très forte

plomb 206

élément stable

   

Tableau 7 : Chaîne de désintégration spontanée de l’uranium 235

radioélément

mode de désintégration spontanées

période

groupe de radiotoxicité

uranium 235 I

alpha

7. 108 ans

très forte

thorium 231 I

bêta

25,6 heures

forte

protactinium 231 I

alpha

33 000 ans

faible

actinium 227 I

bêta

21,8 ans

faible

thorium 227 I

alpha

18,7 jours

faible

radium 223 I

alpha

11,4 jours

faible

radon 219 I

alpha

3,9 secondes

nd

polonium 215 I

alpha

1,8. 10-3 sec.

nd

plomb 211 I

bêta

36 minutes

forte

bismuth 211 I

alpha

2,2 minutes

nd

thallium 207 I

bêta

4,8 minutes

nd

plomb 207

élément stable

   

 

Tableau 8 : Chaîne de désintégration spontanée du thorium 232

radioélément

mode de désintégration spontanées

période

groupe de radiotoxicité

thorium 232 I

alpha

1,4. 1010 ans

forte

radium 228 I

bêta

5,8 ans

très forte

actinium 228 I

bêta

6,1 heures

forte

thorium 228 I

alpha

1,9 an

très forte

radium 224 I

alpha

3,7 jours

forte

radon 220 I

alpha

55,6 secondes

faible

polonium 216 I

alpha

0,15 seconde

nd

plomb 212 I

bêta

10,6 heures

forte

bismuth 212 I

bêta

1 heure

modérée

polonium 212 I

alpha

3.10-7 seconde

nd

plomb 208 I

élément stable

 

nd

 

 

2. Données sur les radionucléides

n.a.

isotope

période

radio

activité spontanée

radio

toxicité

mode de formation

présence

origine

3

Tritium 3

H 3

12,3 années

bêta - pur

faible

(gr. IV)

produit d'activation et de fission

réacteurs

retraitement

7

Beryllium 7

Be 7

53 jours

bêta+, gamma

faible

(gr. IV)

14

Carbone 14

C 14

5 730 années

bêta - pur

modérée (gr. III)

produit d'activation et de fission

rejets gazeux + liquides

réacteurs

retraitement

36

Chlore 36

Cl 36

300 000 années

gamma mous

modérée (gr. III)

rejets gazeux+ liquides

retraitement

40

Potassium 40

K 40

1,3. 109

années

bêta-, gamma

faible

(gr. IV)

45

Calcium 45

Ca 45

163

jours

bêta-, gamma

47

Calcium 47

Ca 47

4,5

jours

bêta-,

gamma

51

Chrome 51

Cr 51

27,7

jours

bêta+, gamma

faible

(gr. IV)

53

Manganèse 53

Mn 53

1 000 000 années

faible

(gr. IV)

54

Manganèse 54

Mn 54

312 jours

bêta+, gamma

modérée (gr. III)

production d'activation

effluents liquides

réacteurs

55

Fer 55

Fe 55

2,7 années

bêta+

modérée

(gr. III)

réacteurs

UNGG

56

Cobalt 56

Co 56

77 jours

bêta+, gamma

modérée (gr. III)

réacteurs

UNGG

58

Cobalt 58

Co 58

71 jours

bêta+, gamma

modérée (gr. III)

produit d'activation

rejets gazeux+

liquides

réacteurs

60

Cobalt 60

Co 60

5,3 années

bêta-, gamma

forte

(gr. II)

produit d'activation

réacteur UNGG

rejets gazeux+

liquides

réacteurs

retraitement

63

Nickel 63

Ni 63

100 années

bêta-

modérée (gr. III)

réacteurs UNGG

rejets liquides

retraitement

65

Zinc 65

Zn 65

244

jours

bêta+, gamma

modérée (gr. III)

75

Sélénium 75

Se 75

119,8

jours

bêta+, gamma

modérée (gr. III)

81

Krypton 81m

métastable

Kr 81m

12,8 secondes

gamma

faible (gr. IV)

produit de fission

rejets gazeux

Réacteurs

85

Krypton 85

Kr 85

10,7 années

bêta-, gamma

faible

(gr. IV)

produit de fission

rejets gazeux

réacteurs

retraitement

87

Krypton 87

Kr 87

modérée (gr. III)

produit d'activation et de fission

rejets gazeux

réacteurs

n.a.

isotope

période

radio

activité spontanée

radio

toxicité

mode de formation

présence

origine

88

Krypton 88

Kr 88

modérée (gr. III)

produit d'activation et de fission

rejets gazeux

réacteurs

89

Strontium 89

Sr 89

51 jours

bêta-, gamma

modérée (gr. III)

produit de fission

rejets gazeux+

liquide

réacteurs

90

Strontium 90

Sr 90

28,8 années

bêta - pur

forte

(gr. II)

produit de fission

rejets gazeux+

liquides

réacteurs

retraitement

93

Molybdène 93

Mo 93

3500 années

faible

(gr. IV)

93

Zirconium 93

Zr 93

1 500 000 années

bêta -

forte

(gr. II)

produit de fission – comb. irrad.

94

Niobium 94

Nb 94

20 000 années

forte

(gr. II)

95

Zirconium 95

Zr 95

7,3 jours

gamma durs

modérée (gr. III)

produit de fission – comb. irrad.

99

Technétium 99

Tc 43

210000 années

bêta-

faible

(gr. IV)

produit de fission – comb. irrad.

103

Ruthénium 103

Ru 103

39 jours

bêta-, gamma

faible

(gr. IV)

106

Ruthénium 106 Rhodium 106

Ru – Rh 106

372 jours

bêta-

forte

(gr. II)

rejets gazeux + liquides

retraitement

107

Palladium 107

Pd 107

6 500 000 années

bêta -

faible

(gr. IV)

produit de fission – combustible irradié

109

Palladium 109

Pd 109

0,8 heure

-

modérée (gr. III)

produit de fission – combustible irradié

110

Argent 110m

Ag 110m

250 jours

bêta-, gamma

forte

(gr. II)

produit de fission

effluents liquide

réacteurs

121

Etain 121

Sn 121

55 années

-

produit de fission – combustible irradié

124

Antimoine 124

Sb 124

60 jours

bêta-, gamma

produit de fission

effluents liquides

réacteurs

125

Antimoine 125

Sb 125

bêta-, gamma

rejets liquides

retraitement

125

Iode 125

I 125

bêta-, gamma

forte

(gr. II)

126

Etain 126

Sn 126

100 000 années

bêta-, gamma

produit de fission - combustible irradié

129

Iode 129

I 129

15,7

millions d’années

bêta -, gamma mous

produit de fission - combustible irradié

rejets gazeux+

liquides

réacteurs

retraitement

131

Iode 131

I 131

8 jours

bêta -, gamma durs

produit de fission

rejets gazeux+

liquides

réacteurs

retraitement

 

n.a.

isotope

période

radio

activité spontanée

radio

toxicité

mode de formation

présence

origine

131

Xenon 131

Xe 131

11,9 jours

gamma

produit de fission

rejets gazeux

réacteurs

133

Barium 133

Ba 33

bêta-, gamma

133

Iode 133

I 133

modérée (gr. III)

produit de fission et d'activation

rejets gazeux+

liquides

réacteurs

retraitement

133

Xenon 133

Xe 133

5,2 jours

bêta-, gamma

produit de fission

rejet gazeux

réacteurs

133

Xenon 133 métastable

Xe 133m

2,2 jours

gamma

produit de fission

rejet gazeux

réacteurs

134

Césium 134

Cs 134

2,1 années

bêta -, gamma durs

produit de fission et d'activation

rejets gazeux+

liquides

réacteurs

retraitement

135

Césium 135

Cs 135

2 300 000 années

bêta-

produit de fission - combustible irradié

135

Xenon 135

Xe 135

produit de fission et d'activation

rejets gazeux

137

Césium 137

Cs 137

30 années

bêta -, gamma durs

modérée

(gr. III)

produit de fission et d'activation

rejets gazeux+

liquides

réacteurs

retraitement

138

Xenon 138

Xe 138

produit de fission et d'activation

rejets gazeux

139

Cérium 139

Ce 139

138 jours

bêta+, gamma

produit de fission

rejets liquides

réacteurs

140

Barium 140

Ba 140

12,8 jours

bêta-, gamma

modérée (gr. III)

produit de fission – comb. irrad.

rejets gazeux+

liquides

réacteurs

141

Cérium 141

Ce 141

32,5 jours

bêta-, gamma

produit de fission

effluents liquides

réacteurs

144

Cérium 144

Ce 144

produit de fission

effluents liquides

réacteurs

148

Samarium 148

Sm 148

8. 1015 années

produit de fission - combustible irradié

149

Samarium 149

Sm 149

4. 1014 années

produit de fission - combustible irradié

151

Samarium 151

Sm 151

90 années

bêta -

produit de fission - combustible irradié

153

Samarium 153

Sm 153

1,8 jour

produit de fission - combustible irradié

220

Radon 220

Rn 220

faible

(gr. IV)

222

Radon 222

Rn 222

3,82 jours

alpha

modérée

(gr. III)

224

Radium 224

Ra 224

3,66 jours

alpha,

gamma

forte

(gr. II)

226

Radium 226

Ra 226

1 600 années

alpha, gamma

très forte (gr. I)

 

n.a.

isotope

période

radio

activité spontanée

radio

toxicité

mode de formation

présence

origine

228

Radium 228

Ra 228

5,76 années

bêta -

très forte (gr. I)

228

Thorium 228

Th 228

1,91 années

alpha, gamma

très forte (gr. I)

230

Thorium 230

Th 230

75 000 années

alpha, gamma

très forte (gr. I)

231

Thorium 231

Th 231

25,6 heures

bêta

forte

(gr. I)

232

Thorium 232

Th 232

1,41.1010 années

alpha, gamma

forte

(gr. II)

232

Uranium 232

U 232

69 années

alpha, gamma

très forte (gr. I)

233

Palladium 233

Pd 233

27 jours

bêta -

233

Uranium 233

U 233

1,6.106 années

alpha, gamma

très forte (gr. I)

234

Uranium 234

U 234

très forte

(gr. I)

235

Uranium 235

U 235

7,1. 108 années

alpha, gamma

très forte

(gr. I)

236

Plutonium 236

Pu 236

2,85 années

alpha

très forte (gr. I)

236

Uranium 236

U 236

2,3.107 années

alpha

forte

(gr. II)

237

Neptunium 237

Np 237

2,1.106 années

alpha, gamma

très forte

(gr. I)

actinide mineur - combustible irradié

238

Plutonium 238

Pu 238

86 années

alpha, gamma

très forte

(gr. I)

238

Uranium 238

U 238

4,47.109 années

alpha, gamma

faible

(gr. IV)

239

Neptunium 239

Np 239

35 jours

bêta -

 

n.a.

isotope

période

radio

activité spontanée

radio

toxicité

mode de formation

présence

origine

239

Plutonium 239

Pu 239

24 400 années

alpha, gamma

très forte (gr. I)

240

Plutonium 240

Pu 240

6 580 années

alpha, gamma

très forte (gr. I)

241

Américium 241

Am 241

458 années

alpha, gamma mous

très forte (gr. I)

actinide mineur - combustible irradié

241

Plutonium 241

Pu 241

14,4 années

bêta-(99%), alpha, gamma

très forte (gr. I)

rejets gazeux +liquides

retraitement

242

Américium 242m

Am 242m

très forte (gr. I)

242

Américium 242

Am 242

458 années

bêta -

forte

(gr. II)

actinide mineur - combustible irradié

242

Curium 242

Cm 242

163 jours

alpha

très forte (gr. I)

actinide mineur - combustible irradié

242

Plutonium 242

Pu 242

3,79. 105 années

alpha, gamma

très forte (gr. I)

243

Américium 243

Am 243

7370 années

alpha, gamma mous

très forte (gr. I)

actinide mineur - combustible irradié

243

Curium 243

Cm 243

28 années

alpha, neutrons

très forte (gr. I)

actinide mineur - combustible irradié

243

Plutonium 243 Pu 243

4,96 heures

alpha

n.a.

isotope

période

radio

activité spontanée

radio

toxicité

mode de formation

présence

origine

244

Curium 244

Cm 244

18 années

alpha, neutrons

très forte (gr. I)

actinide mineur - combustible irradié

245

Curium 245

Cm 245

8 500 années

très forte (gr. I)

actinide mineur - combustible irradié

246

Curium 246

Cm 246

très forte (gr. I)

actinide mineur - combustible irradié

_____________

N°2257.- Rapport de Mme Michèle Rivasi, déposé au nom de l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques, sur les conséquences des installations de stockage des déchets nucléaires sur la santé publique et l’environnement.