sur les effluents issus des établissements producteurs. Dans les centres hospitaliers hébergeant un service de médecine nucléaire, ces mesures portent principalement sur l’iode-131 et le technétium-99m. Compte tenu des difficultés rencontrées pour mettre en place les autorisations de déversement de radionucléides dans les réseaux publics d’assainissement prévues par le code de la santé publique, l’ASN a créé un groupe de travail associant administrations, «producteurs » (médecins nucléaires, chercheurs) et professionnels de l’assainissement. Le rapport de ce groupe de travail formulant des recommandations pour améliorer l’efficience de la réglementation a été présenté en octobre 2016 au Groupe permanent d’experts en radioprotection (GPRADE), pour les applications industrielles et de recherche des rayonnements ionisants, et en environnement. L’ASN a consulté les parties prenantes en 2017 sur ce sujet. Le rapport du groupe de travail et une lettre‑circulaire destinée aux professionnels concernés ont été publiés sur le site Internet de l’ASN le 14 juin 2019. Dans le domaine du nucléaire de proximité industriel, peu d’établissements rejettent des effluents en dehors des cyclotrons (voir chapitre 8). Les rejets et leur surveillance font l’objet de prescriptions dans les autorisations délivrées et d’une attention particulière lors des inspections. 4.1.2 L’évaluation de l’impact radiologique des activités nucléaires L’impact radiologique des effluents produits par les activités médicales L’impact radiologique des effluents ou déchets produits par les services de médecine nucléaire a fait l’objet d’évaluations récentes qui concluent à un faible impact dosimétrique de ces rejets pour les personnes extérieures à l’établissement de santé (voir point 1.2.3) L’impact radiologique des INB 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 économiquement acceptables. L’exploitant est tenu d’évaluer l’impact dosimétrique induit par son activité. Cette obligation découle, 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° 2013DC-0360 de l’ASN du 16 juillet 2013 modifiée relative à la maîtrise des nuisances et de l’impact sur la santé et l’environnement des INB). Le résultat est à apprécier en considérant la limite annuelle de dose admissible pour le public (1 millisievert par an – mSv/an) définie à l’article R. 1333‑11 du code de la santé publique, qui 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 surveillance de routine, les mesures effectuées sont dans la plupart des cas inférieures aux seuils de décision ou reflètent la radioactivité 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 des rejets de l’installation. Ces modèles sont propres à chaque exploitant et sont détaillés dans l’étude d’impact de l’installation. Lors de son analyse, l’ASN s’attache à vérifier le caractère conservatif de ces modèles afin de s’assurer que les évaluations d’impact ne sont pas sous‑estimées. En complément des estimations d’impact réalisées à partir des rejets des installations, des programmes de surveillance de la radioactivité présente dans l’environnement (milieux aquatiques, air, terre, lait, herbe, productions agricoles, etc.) sont imposés aux exploitants, notamment pour vérifier le respect des hypothèses retenues dans l’étude d’impact et suivre l’évolution du niveau de la radioactivité dans les différents compartiments de l’environnement autour des installations (voir point 4.1.1). L’estimation des doses dues aux INB pour une année donnée est effectuée à partir des rejets réels de chaque installation, comptabilisés pour l’année considérée. Cette évaluation prend en compte les rejets par les émissaires identifiés (cheminée, conduite de rejet vers le milieu fluvial ou marin), les émissions diffuses non canalisées vers des émissaires (par exemple, évent de réservoir) et les sources d’exposition radiologique aux rayonnements ionisants présentes dans l’installation. L’estimation est effectuée par rapport à un ou plusieurs groupes de référence identifiés. Il s’agit de groupes homogènes de personnes (adulte, enfant, nourrisson) recevant la dose moyenne la plus élevée parmi l’ensemble de la population exposée à une installation donnée selon des scénarios réalistes (tenant compte de la distance au site, des données météorologiques, etc.). L’ensemble de ces paramètres, qui sont spécifiques à chaque site, explique la plus grande partie des différences observées d’un site à l’autre et d’une année sur l’autre. Le tableau intitulé « Impact radiologique des INB depuis 2014» du chapitre 1 présente l’évaluation des doses dues aux INB, calculée par les exploitants pour les groupes de référence les plus exposés. Pour chacun des sites nucléaires présentés, l’impact radiologique reste très inférieur ou, au plus, de l’ordre du pourcent de la limite pour le public, cette limite étant de 1 mSv/an. Ainsi, en France, les rejets produits par l’industrie nucléaire ont un impact radiologique très faible. 4.1.3 Les contrôles effectués dans le cadre européen L’article 35 du traité Euratom impose aux États membres de mettre en place des installations de contrôle permanent de la radioactivité de l’atmosphère, des eaux et du sol afin de garantir le contrôle du respect des normes de base pour la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre les dangers résultant des rayonnements ionisants. Tout État membre, qu’il dispose d’installations nucléaires ou non, doit donc mettre en place un dispositif de surveillance de l’environnement sur l’ensemble de son territoire. L’article 35 dispose également que la Commission européenne peut accéder aux installations de contrôle pour en vérifier le fonctionnement et l’efficacité. Lors de ses vérifications, elle fournit un avis sur les moyens de suivi mis en place par les États membres pour les rejets radioactifs dans l’environnement, ainsi que pour les niveaux de radioactivité de l’environnement autour des sites nucléaires et sur le territoire national. Elle donne notamment son appréciation sur les équipements et méthodologies utilisés pour cette surveillance, ainsi que sur l’organisation mise en place. Depuis 1994, la Commission européenne a effectué les visites de vérification suivantes : ∙ l’usine de retraitement de La Hague et le centre de stockage de la Manche de l’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs en 1996 ; ∙ la centrale nucléaire de Chooz en 1999 ; ∙ la centrale nucléaire de Belleville‑sur‑Loire en 1994 et 2003 ; ∙ l’usine de retraitement de La Hague en 2005 ; ∙ le site nucléaire de Pierrelatte en 2008 ; ∙ les anciennes mines d’uranium du Limousin en 2010 ; ∙ le site CEA de Cadarache en 2011 ; ∙ les installations de surveillance de la radioactivité de l’environnement en région parisienne en 2016 ; ∙ l’usine de retraitement de La Hague en 2018. Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2020 163 03 – LE CONTRÔLE DES ACTIVITÉS NUCLÉAIRES ET DES EXPOSITIONS AUX RAYONNEMENTS IONISANTS 03
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