Rapport de l'ASN 2017

145 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2017 Chapitre 04  - Le contrôle des activités nucléaires et des expositions aux rayonnements ionisants applications industrielles et de recherche des rayonnements ionisants, et en environnement. L’ASN a consulté les parties prenantes en 2017 sur ce sujet et publiera ce rapport en 2018, assorti de ses recommandations. Dans le domaine du nucléaire de proximité industriel, peu d’éta- blissements rejettent des effluents en dehors des cyclotrons (voir chapitre 10). Les rejets et leur surveillance font l’objet de pres- criptions dans les autorisations délivrées et d’une attention par- ticulière lors des inspections. 4.1.2 L’évaluation de l’impact radiologique des installations En application du principe d’optimisation, l’exploitant doit réduire l’impact radiologique de son installation à des valeurs aussi faibles que possible dans des conditions économique- ment acceptables. L’exploitant est tenu d’évaluer l’impact dosimétrique induit par son activité. Cette obligationdécoule, selon les cas, de l’article L. 1333-8 du code la santé publique ou de la réglementation relative aux rejets des INB (article 5.3.2 de la décision n° 2013-DC-0360 de l’ASN du 16 juillet 2013 modifiée relative à la maîtrise des nui- sances et de l’impact sur la santé et l’environnement des installa- tions nucléaires de base). Le résultat est à apprécier en considérant la limite annuelle de dose admissible pour le public (1millisievert par an – mSv/an) définie à l’article R. 1333-8 du code de la santé publique. Cette limite réglementaire correspond à la somme des doses efficaces reçues par le public du fait des activités nucléaires. En pratique, seules des traces de radioactivité artificielle sont détectables au voisinage des installations nucléaires; en sur- veillance de routine, les mesures effectuées sont dans la plupart des cas inférieures aux seuils de décision ou reflètent la radio­ activité naturelle. Ces mesures ne pouvant servir à l’estimation des doses, il est nécessaire de recourir à des modélisations du transfert de la radioactivité à l’homme sur la base des mesures COMPRENDRE Pour parler mesure ཛྷ ཛྷ Le seuil de décision (SD) est la valeur au-dessus de laquelle on peut conclure avec un degré de confiance élevé qu’un radionucléide est présent dans l’échantillon. ཛྷ ཛྷ La limite de détection (LD) est la valeur à partir de laquelle la technique de mesure permet de quantifier un radionucléide avec une incertitude raisonnable (l’incertitude est d’environ 50 % au niveau de la LD). De façon simplifiée, LD ≈ 2 x SD. Pour les résultats de mesures sur des substances chimiques, la limite de quantification est équivalente à la limite de détection utilisée pour la mesure de radioactivité. Spectres de référence Pour les centrales nucléaires, les spectres de référence des rejets comprennent les radionucléides suivants : ཛྷ ཛྷ Rejets liquides: tritium, carbone-14, iode-131, autres produits de fission et d’activation (manganèse-54, cobalt-58, cobalt-60, nickel-63, argent-110m, tellure-123m, antimoine-124, antimoine-125, césium-134, césium-137); ཛྷ ཛྷ Rejets gazeux: tritium, carbone-14, iodes (iode-131, iode-133), autres produits de fission et d’activation (cobalt-58, cobalt-60, césium-134, césium-137), gaz rares: xénon-133 (rejets permanents des réseaux de ventilation, vidange de réservoirs de stockage des effluents « RS » et lors de la décompression des bâtiments réacteurs), xénon-135 (rejets permanents des réseaux de ventilation et lors de la décompression des bâtiments réacteurs), xénon-131m (vidange de réservoirs RS), krypton-85 (vidange de réservoirs RS), argon-41 (lors de la décompression des bâtiments réacteurs). EXPLOITANT/SITE GROUPE DE RÉFÉRENCE LE PLUS EXPOSÉ EN 2016 DISTANCE AU SITE EN km ESTIMATION DES DOSES REÇUES, EN mSv (a) (a) 2011 2012 2013 2014 2015 2016 EDF / Saint-Alban Saint-Pierre-de-Bœuf 2,3 4.10 -4 4.10 -4 4.10 -4 2.10 -4 2.10 -4 3.10 -4 EDF / Saint-Laurent-des-Eaux Saint-Laurent-Nouan 2,3 3.10 -4 2.10 -4 2.10 -4 2.10 -4 1.10 -4 1.10 -4 EDF / Tricastin Bollène 1,3 7.10 -4 7.10 -4 5.10 -4 2.10 -4 2.10 -4 2.10 -4 Ganil / Caen IUT 0,6 <3.10 -3 <3.10 -3 <2.10 -3 <2.10 -3 <2.10 -3 <2.10 -3 ILL / Grenoble Fontaine (rejets gazeux) et Saint-Egrève (rejets liquides) 1 et 1,4 5.10 -5 1.10 -4 2.10 -4 3.10 -4 2.10 -4 2.10 -4 a: pour les installations exploitées par EDF, jusqu’en 2008, seules les valeurs « adultes » étaient calculées. De 2010 à 2012, la dose du groupe de référence le plus exposé de chaque site parmi deux classes d’âges (adulte ou nourrisson) est mentionnée. À partir de 2013, la dose du groupe de référence est réalisée sur trois classes d’âge (adulte, enfant, nourrisson) pour toutes les INB. La valeur de dose indiquée est la valeur la plus contraignante des classes d’âge. b: pour les sites de Cadarache, Saclay, Fontenay-aux-Roses et Marcoule, les estimations de dose renseignées dans le tableau résultent d’une somme des estimations de dose transmises par le CEA. Ces estimations comportant au moins un terme inférieur à 0,01 microsievert, les valeurs indiquées sont précédées du signe « inférieur à (<) ». c: l’émissaire des rejets liquides étant géographiquement éloigné de la cheminée de rejets, il est procédé à deux calculs d’impact. Le premier correspond au cumul de l’impact maximal des rejets gazeux et de l’impact maximal des rejets liquides. Le second correspond à un groupe de référence réel. d: information non fournie par l’exploitant. e: le site n’ayant plus de rejets radioactifs depuis 2014, l’impact radiologique induit par les rejets radioactifs est donc nul depuis 2014.