6 novembre 2007 et du 4 décembre 2007 pour les installations GBII, TU5, COMURHEX et SOCATRI sur le site de Pierrelatte. 1⎮3 Encadrer les rejets radioactifs des installations du nucléaire de proximité Le code de la santé publique (article R1333-12) prévoit que les dispositions réglementaires de gestion des déchets et des effluents radioactifs dans les installations autres que les ICPE ou les INB doivent être précisées dans une décision de l’ASN homologuée par le ministre en charge de la santé. Les rejets des installations médicales étaient encadrés par la circulaire DGS/DHOS du 9 juillet 2001 relative à la gestion des effluents et des déchets d’activités de soins contaminés par des radionucléides. Des difficultés d’application de cette circulaire par les professionnels de la recherche et de la santé ont été relevées, notamment lors des réunions sur l’élaboration du plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs. Un groupe de travail a été créé pour proposer des solutions. L’ASN a conduit une large consultation en 2007 pour élaborer un projet de texte réglementaire, qui a abouti à l’homologation par arrêté du 23 juillet 2008 de la décision n° 2008-DC-0095 de l’ASN du 29 janvier 2008 fixant les règles techniques auxquelles doit satisfaire l’élimination des effluents et des déchets contaminés par les radionucléides, ou susceptibles de l’être du fait d’une activité nucléaire, prise en application des dispositions de l’article R1333-12 du code de la santé publique 1⎮4 L’impact radiologique des activités nucléaires En application du principe d’optimisation, l’exploitant doit réduire l’impact radiologique de son installation à des valeurs aussi basses que raisonnablement possible compte tenu des facteurs économiques et sociaux. Minimiser l’impact sanitaire des installations nucléaires en fonctionnement normal vise à prévenir l’éventuelle apparition d’effets néfastes pour la santé associés aux faibles expositions aux rayonnements ionisants. Il s’agit pour l’essentiel du risque de cancer. L’exploitant est tenu d’évaluer l’impact dosimétrique induit par son activité. Cette obligation découle selon les cas de l’article L1333-8 du code de la santé publique ou de la réglementation relative aux rejets des INB. Cette évaluation prend en compte les rejets par les émissaires identifiés (cheminée, conduite de rejet vers le milieu fluvial ou marin). Elle intègre également les émissions diffuses et les sources d’exposition radiologique aux rayonnements ionisants présentes dans l’installation. Ces éléments constituent le «terme source». L’impact est estimé par rapport à un ou des groupes de référence identifiés. Il s’agit de groupes homogènes de personnes recevant la dose moyenne la plus élevée parmi l’ensemble de la population exposée à une installation donnée selon des scénarios réalistes. Cette démarche permet de comparer la dose totale à la limite annuelle de dose admissible pour le public (1mSv/an) définie à l’article R1333-8 du code de la santé publique. Préalablement à l’autorisation, l’impact est évalué à partir de la limite annuelle demandée, en prenant en compte les radionucléides susceptibles d’être rejetés. Cette évaluation est vérifiée chaque année à partir de l’activité des radionucléides mesurée dans les rejets, à laquelle il faut ajouter l’irradiation (due, notamment, aux entreposages de déchets). Dans la pratique, seules des traces de radioactivité artificielle sont détectables au voisinage des installations nucléaires; dès qu’on s’en éloigne, les activités deviennent inférieures au seuil de sensibilité des appareils de mesure; aussi elles ne peuvent servir à l’estimation des doses. Il est donc nécessaire de recourir à des modèles de transfert de la radioactivité à l’homme alimentés par les données de mesures des rejets de l’installation. Néanmoins, des programmes de surveillance de la radioactivité présente dans l’environnement (eaux, air, terre, lait, herbe, productions agricoles…) sont imposés aux exploitants pour vérifier le respect des hypothèses émises dans l’étude d’impact. Les laboratoires réalisant ces mesures sont astreints à un agrément (voir point 3⏐4). La détermination des doses dues aux INB est présentée dans le tableau 1. Ce tableau constitue une étape permettant de répondre à l’une des recommandations formulées par l’IRRS: «l’ASN devrait considérer d’inclure dans son rapport d’activité les doses aux groupes de référence dues aux INB de même qu’une explication sur leur signification en terme de protection de la santé publique. Elle devrait analyser les variations entre sites et d’une année à l’autre.» Les doses présentées sont estimées par les exploitants selon des méthodes qui devront être harmonisées. Ainsi certains exploitants majorent l’impact de leur site en prenant en compte dans leur calcul le seuil de sensibilité de l’appareil. Cette estimation n’étant pas exigée par le passé, les données concernant certaines années ou certains sites ne sont pas disponibles. Pour chacun des sites nucléaires présentés, l’impact radiologique reste très inférieur au pour-cent de la limite de 1mSv par an. L’ASN considère en conséquence qu’en 160
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