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N°86/87
POT POURRI SUR LE NUCLEAIRE

1. STOCKAGE DE DECHETS

A. PRESCRIPTIONS APPLICABLES AU CENTRE MANCHE (1985)
Observations relatives à l'installation de stockage de déchets radioactifs solides de période courte ou moyenne, et de faible ou moyenne activité massique, dénommée centre de la Manche (INB 66)

     1. En vue de vérifier par échantillonnage la conformité du contenu des colis de déchets avec les renseignements fournis par leur producteur, l'exploitant mettra en application, dans un délai d'un an, un système de contrôle de la qualité des déchets pris en charge. Le chef du service central de sûreté des installations nucléaires sera tenu annuellement informé des résultats de ces contrôles.
     2. L'exploitant précisera dans un délai de 6 mois les dispositions retenues pour couvrir provisoirement les ouvrages en attendant la réalisation de la couverture définitive.
     3. L'exploitant réalisera, dans un délai d'un an, un bassin de décantation et de rétention des eaux d'infiltration, étanche et de taille suffisante pour éviter tout risque de débordement. L'exploitant prendra également des dispositions pour assurer le contrôle des eaux de ruissellement.
     4. L'exploitant étudiera les dispositions nécessaires pour évacuer avant la fin de la phase d'exploitation du site, les déchets radifères sous forme soluble entreposés dans le centre de la Manche; préalablement à leur mise en œuvre, ces dispositions seront soumises à l'approbation du chef du service central de sûreté des installations nucléaires. Dans l'attente de l'évacuation de ces déchets, leur entreposage dans l'installation fera l'objet d'une signalisation claire et distincte de celle des stockages de déchets.
     5. L'exploitant étudiera, dans un délai de 6 mois, les dispositions nécessaires pour le stockage des déchets radifères sous forme insoluble séparément de celui des autres déchets radioactifs; préalablement à leur mise en œuvre, ces dispositions seront soumises à l'approbation du chef du service central de sûreté des installations nucléaires.

     6. L'exploitant établira un inventaire détaillé des quantités de radioéléments déjà stockées au centre de la Manche précisant leur répartition par type d'ouvrage et par type de colis de déchets. Cet inventaire sera vérifié chaque fois que possible par des mesures sur échantillons réels et fera en particulier apparaître les colis de déchets contenant des radioéléments émetteurs a qui ne respectent pas les prescriptions techniques contenues dans les présentes annexes en précisant l'emplacement des colis les plus actifs et examinera les moyens à mettre en œuvre pour une reprise éventuelle de ces déchets ainsi que le bilan d'une telle opération sur le plan de la sûreté et de la radioprotection. Les résultats de cette étude seront communiqués au service central de sûreté des installations nucléaires dans un délai de deux ans.

     7. L'exploitant mettra en place dès que possible et au plus tard dans un délai d'un an les moyens nécessaires à l'évaluation d'éventuels relargages de tritium.

Prescriptions techniques relatives à l'installation de stockage de déchets radioactifs solides de période courte ou moyenne et de faible ou moyenne activité massique dénommée centre de la Manche (lNB 66)

I. PRESCRIPTIONS GÉNÉRALES
     I.1. Le Commissariat à l'Energie Atomique, exploitant de l'installation au sens du décret du 11 décembre 1963 modifié est responsable de la sûreté et du respect des prescriptions techniques qui sont imposées par le décret du 19 juin 1969 et par les présentes annexes.

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     I.2. L'exploitant qui peut confier certaines tâches d'exploitation courante à une société sous-traitante prendra les dispositions nécessaires pour que soit fournie, en tant que de besoin, à ce sous-traitant, l'assistance technique appropriée pour les opérations d'exploitation qui lui sont confiées, notamment en matière d'incendie, de radioprotection, d'intervention en cas d'accident, de traitement des effluents et de surveillance du site et de son impact sur l'environnement. Les obligations et devoirs de cette société feront l'objet d'un cahier des charges dont copie sera transmise au service central de sûreté des installations nucléaires suivant les modalités définies dans le paragraphe 1.3. ci-dessous. De même la liste des prestataires en matière d'assistance technique sera fournie au service central de sûreté des installations nucléaires et les protocoles correspondants seront tenus à la disposition des inspecteurs des installations nucléaires de base.
     I.3. L'ensemble des ouvrages et équipements du centre de la Manche sera maintenu en conformité avec le rapport de sûreté de cette installation et exploité conformément aux règles générales d'exploitation.
     Le service central de sûreté des installations nucléaires sera avisé de toute modification entraînant une mise à jour de ces documents. Ces mises à jour seront adressées en trois exemplaires au service central de sûreté des installations nucléaires (un exemplaire à l'adresse: 99, rue de Grenelle 75700 Paris Cedex, et 2 exemplaires à l'adresse: centre d'études nucléaires, B.P. n°6, 92260 Fontenay-aux-Roses). Une copie sera adressée à la direction régionale de l'industrie et de la recherche de la région Basse-Normandie, 25-27 rue Saint Ouen, 14039 Caen Cedex et une copie sera adressée au département d'analyse de sûreté, centre d'études nucléaires, B.P. n°6, 92260 Fontenay-aux-Roses.
     L'exploitant transmettra les mises à jour des exemplaires du rapport de sûreté détenus par les membres du groupe permanent compétent dans les conditions définies par la lettre SIN n°28/83 du 4 janvier 1983.
     Les modifications nécessitant une réévaluation de la sûreté de l'installation ne pourront être rendues effectives qu'après accord du chef du service central de sûreté des installations nucléaires ou, le cas échéant, publication d'un décret en application de l'article 6 du décret du 11 décembre 1963 modifié.
     I.4. Les prescriptions techniques ci-après précisent, sans préjudice du respect des réglementations en vigueur et notamment de la réglementation relative à la protection des travailleurs dans les installations nucléaires de base, les conditions d'exploitation de l'ensemble des ouvrages et équipements de l'installation qui ne peuvent être modifiées, même provisoirement, sans l'accord du chef de service central de sûreté des installations nucléaires.
     Il appartient à l'exploitant d'apprécier si d'autres modifications éventuelles des conditions d'exploitation nécessitent un accord du chef du service central de sûreté des installations nucléaires.
     I.5. Sans préjudice de l'application des réglements en vigueur, les accidents ou incidents seront déclarés au service central de sûreté des installations nucléaires selon les conditions définies dans la lettre SIN n°420/83 du 25 janvier 1983.
suite:
     En outre, sera fourni au service central de sûreté des installations nucléaires, un compte rendu semestriel d'activité du centre de la Manche signalant en particulier les incidents mineurs n'ayant pas fait l'objet d'une déclaration immédiate et rappelant les faits marquants de l'exploitation. Ce document reprendra également les bilans d'exposition des personnels, les résultats de la surveillance du site et de l'environnement, notamment le niveau et les résultats d'analyse de l'eau de la nappe phréatique et des systèmes de collecte ainsi que les quantités et la radioactivité des effluents résultant de l'exploitation et des déchets radioactifs reçus ou en stock. Figureront également dans ce compte rendu les prévisions de réalisation et de remplissage d'ouvrages dans le semestre à venir. Une analyse des résultats et des bilans présentés dans ces comptes rendus sera effectuée à la fin de chaque année.
     I.6. L'exploitant appliquera les dispositions prévues par l'arrêté du 10 août 1984 (J.O. du 22 septembre 1984) relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base et par la circulaire du 10 août 1984 relative à l'application de cette réglementation. En particulier l'exploitant exercera un contrôle permanent du respect du cahier des charges par la société sous-traitante.
     I.7. L'exploitant établira une liste des différents dispositifs participant à la sûreté de l'installation et dont le bon fonctionnement doit être contrôlé suivant une périodicité précisée par consigne, ainsi qu'après toute intervention sur ces dispositifs. En particulier le bon fonctionnement des dispositifs de détection d'incendie et de détection des rayonnements, de signalisation et d'alarme ainsi que des dispositifs pour lesquels s'applique une réglementation technique fera l'objet de contrôles appropriés.
     I.8. L'installation sera exploitée de telle sorte que soit respecté en conditions normales l'ensemble des règles applicables en matière de protection contre la dissémination de substances radioactives.
     I.9. L'installation sera exploitée de telle sorte que, compte tenu des règles générales d'exploitation prévues, les équivalents de dose reçus par le personnel restent, dans les limites fixées par la réglementation en vigueur, aussi faibles que possible. A l'intérieur de l'installation les zones contrôlées seront limitées conformément aux prescriptions du décret n°75.306 du 28 avril 1975.
     I.10. Toutes les alarmes sonores ou visuelles importantes pour la sûreté seront transmises soit sous forme centralisée, soit sous forme détaillée dans un local où une permanence sera assurée. Dans le cas d'une transmission centralisée, des informations détaillées permettant de localiser l'événement détecté et d'agir efficacement seront disposées dans des lieux connus du personnel d'intervention et situés en dehors des locaux surveillés. Chaque report d'information ne concernera qu'un seul type d'alarme.
     I.11. Les interventions susceptibles d'affecter la sûreté des installations, notamment les opérations de démantèlement ou de reprise d'ouvrages, se feront selon des procédures écrites, contrôlées et approuvées par les personnes responsables. Ces procédures assureront la prévention des différents risques. Le déroulement et les résultats de ces interventions seront consignés par écrit.
     I.12. Les documents relatifs aux contrôles et à l'entretien liés à la sûreté de l'installation seront archivés et tenus à la disposition des inspecteurs des installations nucléaires de base.
     I.13. Les effluents radioactifs liquides produits dans l'installation seront transférés dans la station de traitement des effluents de l'établissement de La Hague.
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II. PRESCRIPTIONS PARTICULIERES
II.1. Description des déchets et contrôle de leurs caractéristiques
     II.1.1. L'exploitant fixera les conditions particulières auxquelles doivent satisfaire les déchets pour permettre leur stockage dans l'installation tout en respectant les prescriptions techniques figurant dans les présentes annexes. Ces conditions seront communiquées au chef du service central de sûreté des installations nucléaires.
     II.1.2. Ne pourront être admis dans l'installation que les déchets accompagnés d'une fiche de renseignements conforme à celle qui aura été prévue par l'exploitant de cette installation et dûment renseignée.
     Le producteur attestera la nature des déchets, leur forme physico-chimique, leur teneur massique en radioéléments et la conformité du colis au type agréé.
     L'exploitant veillera à ce que les renseignements figurant dans cette fiche décrivent correctement les déchets visés par la fiche et permettent notamment de vérifier que les caractéristiques et le conditionnement des déchets respectent les présentes prescriptions et les conditions particulières fixées par l'exploitant lors de l'agrément des types de colis auxquels ils correspondent.
     L'exploitant transmettra au service central de sûreté des installations nucléaires les spécifications, les procédures d'agrément et le catalogue dcs colis de déchets agréés ainsi que leurs mises à jour.
     II.1.3. Un système sera mis en place pour permettre que soient définies les caractéristiques des différentes catégories de déchets, que les déchets produits correspondent à ces caractéristiques, que cette correspondance soit contrôlée dans toute la mesure du possible et que les erreurs éventuelles soient rectifiées. Ce système sera fondé en tant que de besoin sur des procédures écrites et archivées.
     En particulier, l'exploitant procèdera au contrôle des diverses étapes de la réalisation des colis de déchets par les producteurs.
     Il informera le chef du service central de sûreté des installations nucléaires des principaux écarts ou insuffisances rencontrés dans les descriptions des déchets reçus et il lui rendra compte des dispositions qu'il prendra à cet égard.

II.2. Dispositions de radioprotection
     II.2.1. Le véhicule transportant les déchets et les emballages de ces déchets feront l'objet d'un controle de la radioactivité labile.
     II.2.2. Les aires d'entreposage des déchets et de décontamination radioactive, notamment des véhicules de transport, seront couvertes.
     II.2.3. Sans préjudice du respect de la prescription I.10. ci-dessus, les conditions de manutention des déchets devront prendre en compte le risque d'exposition du personnel aux rayonnements ionisants.

suite:
II.3. Stockage des déchets
     II.3.1. Nature des déchets. Déchets particuliers
     II.3.1.1. Ne pourront être admis dans l'installation que les déchets solides ou rendus tels dont la nuisance potentielle principale a pour origine la radioactivité.
     II.3.1.2. Ne seront admis dans le stockage que les déchets radioactifs dits à période courte ou moyenne et de faible ou moyenne activité massique - c'est-à-dire les déchets dont l'activité résulte principalement de la présence de radioéléments émetteurs b ou g à période courte ou moyenne (inférieure à 30 ans ou de l'ordre de 30 ans) et dont la teneur en radioéléments à période longue (supérieure à environ 30 ans) est très faible - qui respectent la prescription II.3.3.2. ci-après.
     II.3.1.3. Les déchets ne devront contenir aucun liquide organique.
     II.3.1.4. Les déchets ne devront pas contenir de liquide aqueux libre. Pour les déchets humides, la quantité de liquide aqueux susceptible d'être relâchéc sous une pression de 0,35 MPa pouvant être contenue dans ces déchets devra être aussi faible que possible, en tout état de cause inférieure à 4% en masse.
     Ce liquide ne devra pas être agressif vis-à-vis des autres colis de déchets et des matériaux constitutifs de l'ouvrage de stockage. Le rapport des activités massiques, hors tritium, de ce liquide à celles du colis correspondant ne devra pas dépasser 10-2 et 10-4 respectivement pour les radioéléments émetteurs b, g et les radioéléments émetteurs g.
     II.3.1.5. Les déchets radioactifs susceptibles de contenir des toxiques biologiques ne pourront pas être admis dans l'installation.
     II.3.1.6. Les déchets radioactifs susceptibles de contenir, de par leur origine, des quantités de substances pouvant conduire à une toxicité physico-chimique feront l'objet d'examens particuliers avant toute prise en charge par l'exploitant qui sera soumise à l'accord préalable du chef du service central de sûreté des installations nucléaires.
     II.3.1. 7. Ne pourront être admis dans l'installation que des déchets non susceptibles de donner lieu spontanément, dans les conditions du stockage, à des réactions chimiques exothermiques entre les constituants des déchets ou entre ces constituants et d'autres substances au contact desquelles ils pourraient se trouver.
     Toutefois l'exploitant pourra donner un accord écrit, établi, cas par cas, après étude particulière de la sûreté du stockage correspondant, en vue d'admettre dans l'installation des déchets qui ne respecteraient pas les conditions de l'alinéa précédent, sous réserve que ces déchets ne contiennent ni sodium métallique, ni alliages de sodium. Le service central de sûreté des installations nucléaires sera tenu informé du résultat de cette étude.
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II.3.2. Conditionnement des déchets
     II.3.2.1. Les déchets devront être conditionnés de façon à garantir pendant toute la durée de surveillance la stabilité des ouvrages de stockage et à réduire à l'extrême les possibilités de dispersion et de migration des éléments radioactifs.
     II.3.2.2. En règle générale, les déchets devront être enrobés, c'est-à-dire incorporés et immobilisés dans une matrice de façon à obtenir un matériau solide, homogène, non dispersable, remplissant aussi complètement que possible le volume de l'enveloppe dans laquelle il est contenu et assurant le confinement des éléments radioactifs pendant une durée suffisante. (? souligné par le wbm...)
     A défaut d'un enrobage, les déchets hétérogènes seront immobilisés par un liant de façon à obtenir un matériau solide, non dispersable remplissant aussi complètement que possible le volume de l'enveloppe dans laquelle il est contenu. Dans ce cas le confinement des radioéléments sera assuré par l'enveloppe et, le cas échéant, à l'aide d'un surenrobage ou d'une enveloppe complémentaire.
     II.3.2.3. Pourront ne pas être enrobés:
     a) les déchets radifères sous forme insoluble
     b) les déchets dont l'activité massique totale des radioéléments émetteurs b, g de période inférieure à 30 ans environ est inférieure à 37 MBq/kg (1 Ci/t), les activités massiques partielles en radioéléments émetteurs b, g devant par ailleurs respecter les conditions décrites en II.3.3.2.
     a) et b) (matière radioactive non enrobée) ci-dessous.
     c) les déchets dont l'activité massique totale a est inférieure à 0,19 MBq/kg (0,005 Ci/t), les activités massiques partielles en radioéléments émetteurs a devant par ailleurs respecter les conditions décrites en      II.3.3.2. (matière radioactive non enrobée) ci-dessous.
     d) certains déchets qui feront l'objet d'une procédure d'agrément particulière dont le chef du service central de sûreté des installations nucléaires sera tenu informé préalablement à leur réception par l'exploitant.
     II.3.2.4. La capacité de confinement des radioéléments des colis de déchets sera telle que, dans les conditions de stockage, les fractions annuelles d'activité relâchée par lixiviation de ces colis ne dépassent pas les valeurs prises pour l'évaluation des conséquences radiologiques pour l'homme du transfert des radioéléments par l'eau indiquées dans le document ANDRA n° 320 CR 84-106 d'octobre 1984.

II.3.3. Valeurs limites maximales de l'activité massique des colis
     II.3.3.1. Par convention, l'activité spécifique partielle d'un déchet en un radioélément sera exprimée en mégabecquerel par kilogramme (MBq/kg) ou en curie par tonne (Ci/t).
     La masse prise en compte dans le calcul de l'activité spécifique en radioéléments émetteurs b, g sera celle du déchet enrobé tandis que celle prise en compte dans le calcul de l'activité spécifique en radioéléments émetteurs a comprendra, outre le déchet enrobé, les matériaux de confinement qui l'enveloppent pour former le colis.
     II.3.3.2.

     a) Cas des radioéléments émetteurs b, g de période inférieure à 30 ans environ.
     Ne pourront être acceptés pour le stockage que les colis de déchets dont l'activité massique partielle, pour chacun des radioéléments du tableau N°.1. ci-après, est inférieure ou égale à la limite indiquée dans ce tableau.

suite:
Tableau n°I
Limites maximales admissibles de l'activité en mégabecquerel par kilogramme (Ci/t) des principaux radioéléments susceptibles d'être contenus dans les colis de déchets stockés au Centre de la Manche.

I.1. Radioéléments émetteurs b, g de période inférieure à 30 ans environ

Radioéléments
Matière radioactive non enrobée
Matière radioactive enrobée
3H
7,4 (0,2)
7,4.101 (2)
60Co
3,7 (0,1)
4,8.104 (1.300)
90Sr
1,9 (0,05)
7,4.1012 (20)
137Cs
3,7 (0,1)
4,8.103 (130)

I.2. Radioéléments émetteurs a

Radioéléments
Matière radioactive non enrobée
Matière radioactive enrobée
226Ra
3,7.10-2 (0,001)
3,7 (0,1)
232Th
3,7.10-2 (0,001)
1,1 (0,03)
U (naturel)
3,7.10-2 (0,001)
3,7 (0,1)
Total
1.10-1 (0,005)
3,7 (0,1)

NOTA: Les limites maximales figurant dans le présent tableau ont été établies au moment de la mise en place des colis dans le stockage (phase d'exploitation) sauf pour les radioéléments émetteurs a pour lesquels ces valeurs ont été calculées à l'issue de la phase de surveillance de 300 ans.

     Si les colis contiennent d'autres radioéléments émetteurs b, g de période inférieure à 30 ans environ, leur activité massique partielle ne doit pas dépasser, pour chacun de ces radioéléments, les limites maximales admissibles de l'activité calculées au moyen des formules figurant dans le tableau 1 du document ANDRA n°320 CR 84-104 d'octobre 1984.
     Les colis contenant plus de dix radioéléments émetteurs b, g de période inférieure à 30 ans environ ne pourront être acceptés que s'ils respectent les deux conditions suivantes:
     - l'activité massique partielle pour chacun des radioéléments du tableau I.1. précité est inférieure ou égale à la limite indiquée dans ce tableau.
     - la somme des rapports des activités massiques partielles des radioéléments aux limites maximales définies plus haut est inférieure ou égale à 10.
     Les valeurs maximales supposent que la radioactivité est répartie de façon aussi homogène que possible à l'intérieur des colis.

     b) Cas des radioéléments émetteurs b, g de période supérieure à 30 ans environ.
     Les radioéléments émetteurs b, g de période supérieure à 30 ans environ sont généralement associés à des radioéléments b, g de période inférieure à 30 ans environ sur la base d'une source commune et/ou d'un mode de production. Le rapport des activités de certains de ces couples établi pour les déchets d'exploitation des centrales nucléaires à eau sous pression au moment de la mise en place des colis dans le stockage, figure dans le document ANDRA n°320 CR 84-105 d'octobre 1984.

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     Les périodes fixées, pour les radioéléments émetteurs b, g de période inférieure à 30 ans environ, dans le paragraphe II.3.3.2.a.) ci-dessus entraînent ipso facto une limitation des activités massiques des radioéléments émetteurs b, g de période supérieure à 30 ans environ. Ces limites dérivées étant acceptables eu égard aux conséquences radiologiques du centre de stockage, les colis de déchets qui les respecteront pourront être acceptés pour le stockage.
     Les colis de déchets susceptibles, de par leur origine différente, notamment ceux produits au cours d'opérations de démantèlement de centrales nucléaires, de contenir des quantités notables de radioéléments émetteurs b, g de période supérieure à 30 ans environ, devront faire l'objet d'un agrément spécifique de la part de l'ANDRA, qui s'appuiera sur une étude de sûreté particulière. Cette étude sera transmise au service central de sûreté des installations nucléaires.

     c) Cas des radioéléments émetteurs a
     Ne pourront être acceptés pour le stockage que les colis de déchets dont l'activité massique totale des radioéléments émetteurs a et dont les activités massiques partielles sont inférieures aux limites maximales admissibles correspondantes indiquées dans le tableau I.2. ci-après. Les valeurs maximales supposent que la radioactivité est répartie de façon aussi homogène que possible à l'intérieur des colis.
     En conséquence, l'activité massique en radioéléments émetteurs a, ou en radioéléments émetteurs b, g ayant des éléments de filiation émetteurs a, sera telle qu'à l'issue de la phase de surveillance de 300 ans, l'activité massique en radioéléments émetteurs a reste inférieure à 3,7 MBq/kg (0,1 Ci/t).
     Le stockage éventuel de colis d'activité massique a, calculée à ce terme, supérieure à cette valeur mais en tout état de cause inférieure à 18,5 MBq/kg (0,5 Ci/t) ne pourra intervenir qu'à titre exceptionnel et sur justification. Les colis en cause feront l'objet d'un agrément spécifique, par livraison, de la part de l'exploitant pour une quantité inférieure à 20 tonnes. Le chef du service central de sûreté des installations nucléaires devra être tenu informé de la demande et du dossier d'agrément.
     II.3.3.3. Le stockage éventuel de colis de déchets d'activité massique partielle en tritium supérieure à la limite définie dans la troisième colonne du tableau I.1. ci-après devra faire l'objet d'une étude particulière de la part de l'exploitant comprenant notamment l'éventualité d'un conditionnement spécial et ne pourra intervenir qu'après accord du chef du service central de sûreté des installations nucléaires.

II.3.4. Quantités de radioéléments admissibles dans le centre de stockage
     II.3.4.1. Sans préjudice du respect des valeurs seuils des activités massiques prescrites en II.3.3.2. ci-dessus et en II.3.4.3. ci-après, les quantités totales des radioéléments contenus dans le stockage à la fin de la phase d'exploitation ne devront pas dépasser les valeurs indiquées dans le tableau II ci-après.

suite:
     Pour les radioéléments ne figurant pas dans le tableau II ci-après les quantités maximales admissibles de l'activité seront calculées par la formule figurant dans le document ANDRA n°320 CR 84-104 d'octobre 1984 précité.
Tableau n°II
Quantités maximales de radioéléments susceptibles d'être stockés au centre de la Manche en térabecquerel (Ci)
Radioéléments
Matière radioactive non enrobée
Matière radioactive enrobée
3H
7,4.101 (2,0.103)
* 7,4.103 (2,0.105)
14C
5,6.10-1 (1,5.101)
 2,2.102 (6,0.103)
59Ni
2,0 (5,5.101)
 8,1.102 (2,2.104)
60Co
3,7.101 (1,0.103)
 1,3.106 (3,5.107)
63Ni
2,7.101 (7,2.102)
 1,1.104 (2,9.105)
90Sr
3,7 (1,0.102)
 3,7.104 (1,0.106)
93Zr
2,6.101 (7.102)
 1,0.104 (2,8.105)
93Mo
3,7.10-2 (1,0)
 1,7.101 (4,5.102)
94Nb
7,0.10-3 (1,9.10-1)
 2,8 (7,7.101)
99Tc
4,4.10-1 (1,6.101)
 1,9.102 (5,0.103)
107Pd
5,9.10-1 (1,6.101)
 2,3.103 (6,3.104)
129I
9,3.10-4 (2,5.10-2)
 3,7.10-1 (1,0.101)
135Cs
2,8.10-1 (7,5)
 1,1.102 (3,0.103)
137Cs
9,3 (2,5.102)
 1,3.105 (3,5.106)
151Sm
8,5.103 (2,3.105)
 3,4.106 (9,1.107)
226Ra
1,9.10-1 (5,0)
 3,7.101 (1,0.103)
NOTA: Les valeurs figurant dans le présent tableau ont été établies pour la fin de la phase d'exploitation. 
(*) Hormis les quantités qui pourraient être prises en charge à la suite d'un accord spécifique du chef du service central de sûreté des installations nucléaires sur la base d'une étude particulière telle que définie plus haut à l'alinéa II.3.3.3.

     II.3.4.2. L'exploitant suivra l'activité cumulée de chaque radioélément contenu dans les déchets stockés dans l'installation.
     Ces résultats seront archivés et tenus à la disposition des inspecteurs des installations nucléaires de base.
     II.3.4.3. L'exploitant suivra l'activité a massique moyenne des colis de déchets reçus au centre de stockage depuis la date de notification des présentes prescriptions techniques afin de s'assurer qu'elle ne dépasse pas 0,37 MBq/kg (0,01 Ci/t) à l'issue de la phase de surveillance.
     Ces résultats seront archivés et tenus à la disposition des inspecteurs des installations nucléaires de base.

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II.3.5. Ouvrages de stockage
II.3.5.1. Conception et réalisation des ouvrages
     Les ouvrages de stockage courants seront constitués soit par des tumulus (empilements de colis dont les interstices sont comblés par un matériau de remplissage), soit par des monolithes (structures bétonnées monolithiques). Ils seront réalisés sur des aires aménagées constituées par des dalles en béton dans lesquelles seront ménagés des caniveaux périphériques délimitant les ouvrages ou groupes d'ouvrages et permettant ultérieurement de collecter et contrôler les éventuelles eaux d'infiltration.
     Les matériaux utilisés pour la construction et le revêtement des ouvrages de stockage devront être compatibles avec les déchets et les roches adjacents. Ils ne devront pas contenir de matières pouvant présenter une valeur économique.
     Le faîte des ouvrages futurs ne devra pas excéder d'une manière notable celui des ouvrages existants compte tenu de la pente du terrain.

11.3.5.2. Choix du type de stockage
a) Stockage en tumulus
     Pourront faire l'objet d'un stockage en tumulus:
     - les colis de déchets mentionnés au paragraphe II.3.2.3. ci-dessus, sous réserve que, par suite de leur conditionnement, ils ne soient pas susceptibles de compromettre la bonne tenue mécanique des ouvrages.
     - les colis de déchets enrobés et contenus dans une enveloppe durable (ex. coque de béton) assurant un confinement équivalent à celui des monolithes.
b) Stockage en monolithes
     Pourront faire l'objet d'un stockage en monolithes:
     - les colis de déchets placés à l'intérieur d'une enveloppe dégradable (ex. fût ou caisson métallique).
     - les colis de déchets visés au paragraphe II.3.5.2.a. cidessus, pour les besoins de l'exploitation.
c) Stockages particuliers
     Le stockage de colis de déchets dans des ouvrages appropriés autres que tumulus ou monolithes ne pourra intervenir qu'après accord du chef du service central de sûreté des installations nucléaires.

II.3.5.3. Protection des ouvrages contre l'eau et les autres agents extérieurs
     a) Les zones de stockage seront aménagées pour que la nappe phréatique ne puisse atteindre les déchets même lorsqu'elle est à son niveau le plus haut. A cet effet, la base des ouvrages de stockage ne devra pas être située à une cote inférieure à celle indiquée, pour chaque emplacement, sur la carte ci-après.
     b) Les stockages terminés seront mis hors d'atteinte des eaux météoriques et des cours d'eau avoisinants à l'aide notamment d'une couverture efficace constituée par des matériaux appropriés. Cette couverture devra avoir une épaisseur suffisante pour protéger les déchets contre l'érosion et contre d'éventuelles intrusions par des animaux fouisseurs pendant la phase de surveillance. Le projet de cette couverture sera soumis à l'approbation du chef du service central de sûreté des installations nucléaires.

suite:
     c) Les éventuelles eaux d'infiltration seront recueillies et évacuées dans un bassin étanche par un réseau de drains spécifiques.
     d) Les eaux de ruissellement seront collectées par un réseau de caniveaux aisé à vérifier et à entretenir.
     e) L'écoulement des eaux dans les réseaux de drains et de caniveaux se fera par gravité suivant la pente générale du relief.
     f) La couverture et les réseaux de collecte des eaux de ruissellement et des eaux d'infiltration éventuelles feront l'objet d'une surveillance et d'un entretien régulier.

II.3.5.4. Stabilité des ouvrages
     L'exploitant devra démontrer la stabilité mécanique des ouvrages. En outre, il s'efforcera de constituer des ouvrages aussi homogènes que possible du point de vue de la résistance mécanique afin d'assurer la stabilité à long terme du stockage.

II.3.5.5. Prévention du risque de criticité des stockages en tumulus ou en monolithes
     Le contenu des colis de déchets stockés en tumulus ou en monolithes et leur gerbage devront être tels que la masse totale de matière fissile par unité de surface horizontale soit au plus égale à 1,4 kg/m2. Dans le cas de stockages superposés neutroniquement isolés (par exemple par 0,5 m de béton) cette forme sera à appliquer à chaque stockage.
     Ne sont pas soumis à cette prescription les colis de déchets contenant de l'uranium 235 exclusivement sous forme d'uranium enrichi de 1% ou moins ou les colis contenant moins de 0,1 kilogramme de matière fissile par mètre cube.

II.4. Installations annexes du stockage des déchets
II.4.1. Prescriptions relatives au risque d'incendie
     II.4.1.1. L'entreposage dans des locaux ou sur des aires des colis de déchets vulnérables au feu sera effectué de manière à grouper ces colis en lots tels que l'incendie de l'un d'entre eux ne se propage pas à un autre lot et n'entraîne pas de conséquences notables pour l'environnement. En outre des mesures d'ordres seront prescrites pour tous les lieux ou ateliers où sont entreposés ou manipulés des déchets afin d'éviter la présence à proximité de ces déchets de sources potentielles d'énergie.
     II.4.1.2. Toutes les installations présentant un risque d'incendie, notamment les entrepôts de colis de déchets, et le bâtiment de la presse, seront équipés d'un système de détection d'incendie dont l'alarme sera reportée à un tableau de contrôle faisant l'objet d'une surveillance permanente et de moyens de secours adaptés.

II.4.2. Prescriptions relatives au risque de contamination atmosphérique dans l'installation de compactage
     II.4.2.1. L'atmosphère de la cellule contenant la presse de compactage sera maintenue en dépression par rapport à la pression atmosphérique extérieure.

p.8

     II.4.2.2. L'air de la ventilation de cette cellule traversera un ensemble filtrant à haute efficacité et son activité sera contrôlée avant rejet. Un contrôle in situ de l'efficacité de ces filtres sera effectué périodiquement.
     II.4.2.3. En cas d'arrêt de la ventilation dans la cellule de la presse les opérations de compactage seront suspendues.
     II.4.2.4. La radioactivité atmosphérique aux postes de travail sera contrôlée en permanence. La radioactivité surfacique sera contrôlée régulièrement.

II.5. Entreposage des déchets (stockage provisoire)
II.5. I. Conditions d'acceptation des déchets dans les ouvrages d'entreposage
     II.5.1.1. Tout entreposage éventuel de déchets après la date de notification des présentes prescriptions techniques sera soumis à l'autorisation préalable du chef du service central de sûreté des installations nucléaires après examen d'un dossier comportant notamment une justification de cet entreposage, une étude de sûreté et des informations concernant la durée envisagée de l'entreposage et le devenir de ces déchets.
     II.5.1.2. Ne pourront être entreposés dans des ouvrages en surface ou enterrés (tels que des puits ou des fosses), que les colis de déchets qui satisferont aux prescriptions II.1.°), II.3.°) articles 1.1, 1.5, 1.6 et 1.7 ci-dessus et aux prescriptions ci-après.
     II.5.1.3. Les déchets admis dans les ouvrages d'entreposage devront être conditionnés de façon à assurer leur confinement et leur reprise pendant une durée au moins égale à vingt ans, et à permettre, si nécessaire, un conditionnement complémentaire.

II.5.2. Conditionnement des déchets entreposés en vue de leur stockage définitif dans l'installation
     Les déchets entreposés et qui seront repris en vue de leur stockage définitif dans l'installation devront, après leur reprise, être conditionnés conformément aux prescriptions du paragraphe 11.3.2. ci-dessus.

II.5.3. Prévention du risque de criticité dans les ouvrages d'entreposage
II.5.3. I. Quantités de matière fissile à prendre en compte
     Pour ce qui concerne le risque de criticité des entreposages de déchets contenant des matières fissiles non récupérables et provenant:
     a) de combustibles comportant avant irradiation de l'uranium enrichi à plus de 1% en isotope 235,
     b) de combustibles contenant du plutonium avant irradiation,
     c) des assemblages fertiles en uranium naturel ou appauvri irradiés dans des réacteurs à neutrons rapides,
     les conditions d'entreposage de ces déchets devront être déterminées en fonction des quantités de matière fissile (uranium 235 et plutonium):
     - existant avant irradiation pour les déchets visés aux alinéas a) et b) ci-dessus, ou
     - existant après irradiation pour les déchets visés à l'alinéa c) ci-dessus.

suite:
II.5.3.2. Entreposage en puits bétonnés
     Un puits sur deux seulement de chaque rangée longitudinale ou transversale de puits bétonnés pourra recevoir les déchets contenant de la matière fissile.
     Les puits affectés à l'entreposage des déchets contenant de la matière fissile feront l'objet d'un repérage particulier.
     Chaque puits contiendra au plus dix colis dans les conditions ci-après:
     a) Dans les colis de hauteur supérieure ou égale à 0,62 m, la masse de matière fissile sera inférieure ou égale à: - 0,5 kg d'uranium 235 s'il s'agit de combustible visé à l'alinéa II.5.3.1. a) et comportant avant irradiation de l'uranium dont l'enrichissement en isotope 235 est compris entre 1 et 10%,
     - 0,35 kg d'uranium 235 s'il s'agit de combustible visé à l'alinéa 11.5.3.1. a) et comportant avant irradiation de l'uranium dont l'enrichissement en isotope 235 est supérieur à 10%.
     - 0,175 kg de plutonium et d'uranium 235 s'il s'agit de combustible visé aux alinéas 11.5.3.1. b) et 11.5.3.1. c).
     b) Dans les colis de hauteur inférieure à 0,62 m, la masse de matière fissile sera telle que la concentration moyenne en matière fissile soit inférieure à 5,5 kg/m3 s'il s'agit de combustible visé à l'alinéa a) du paragraphe 11.5.3.1. ou à 2,75 kg/m3 s'il s'agit de combustible visé aux alinéas b) ou c) de ce même paragraphe.

II.5.3.3. Entreposage en fosses bétonnées
     Le contenu des colis de déchets et leur gerbage devront être tels que la masse totale de matière fissile (uranium 235 et plutonium) par unité de surface horizontale soit au plus égale à 1,4 kg/m2 Dans le cas d'entreposages superposés neutroniquement isolés (par exemple par 0,5 m de béton) cette norme sera à appliquer à chaque entreposage.
     Ne sont pas soumis à cette prescription les colis contenant de l'uranium 235 exclusivement sous forme d'uranium enrichi à 1% ou moins ou les colis contenant moins de 0,1 kilogramme de matière fissile par mètre cube.

II.6. Archivage des informations
     II.6.1. Les informations relatives aux déchets stockés ou entreposés dans l'installation, notamment leur origine, leur nature, leur masse, leur radioactivité, leur conditionnement et leur localisation dans l'installation seront archivées de manière sûre, en deux exemplaires au moins, dont l'un sera conservé sur le site pendant la durée de l'exploitation du centre.
     Un dossier sera établi à la fin de la réalisation de chaque ouvrage de stockage comprenant, notamment, outre les informations précédentes relatives aux déchets contenus; le descriptif de l'ouvrage dans lequel figureront les précisions suivantes: nature et emplacement de l'ouvrage, plan, cotes, systèmes de drainage, constitution par types de déchets, couverture, notes de calcul des structures; les dates de début et de fin de réalisation; les éventuels incidents ou anomalies constatés durant cette réalisation. Ce dossier sera archivé dans les conditions définies ci-dessus.
     Les documents archivés seront tenus à la disposition des inspecteurs des installations nucléaires de base.

p.9

      II.6.2. L'exploitant établira des procédures d'archivage qui comporteront notamment:
     a) la description des emplacements d'archivage,
     b) la description du système de classement utilisé,
     c) les méthodes de vérification du contenu et de l'état des informations à archiver,
     d) les règles d'accès aux documents archivés et les conditions de leur sortie temporaire,
     e) les règles utilisées pour, le cas échéant, compléter ou supprimer les informations archivées.

II.7. Surveillance du site et de son impact sur l'environnement, pendant la phase d'exploitation
     II. 7.1. Sans préjudice de l'application de la réglementation en vigueur, pendant la phase d'exploitation de l'installation, une surveillance du site et de son impact sur l'environnement sera effectuée suivant le programme défini dans le rapport de sûreté.
     Cette surveillance devra permettre de vérifier l'absence de toute dissémination de substances radioactives, en particulier au moyen d'un contrôle des eaux de ruissellement, des eaux infiltrées et drainées et des eaux souterraines. Ce contrôle devra permettre la localisation de la partie du stockage éventuellement à l'origine d'une dissémination.
     Le système de contrôle devra permettre également d'apprécier les quantités de radioéléments, notamment de tritium, qui sont susceptibles de quitter le centre de stockage. A cet égard des mesures seront effectuées au confluent des ruisseaux du Grand Bel et de la Sainte Hélène.
     II.7.2. Le débit des eaux d'infiltration et le niveau de la nappe phréatique seront relevés régulièrement suivant une périodicité au plus égale à deux semaines et fixée par consigne.
     II.7.3. La présence éventuelle d'eau dans les puisards des ouvrages d'entreposage de l'installation sera contrôlée et la radioactivité de cette eau sera mesurée.
     II.7.4. en cas de détection d'un niveau de la radioactivité anormalement élevé, l'origine de la contamination radioactive sera immédiatement recherchée et les dispositions nécessaires pouvant aller jusqu'à la reprise des déchets incriminés seront prises sans délai pour limiter ou réduire cette contamination.


B. COMMISSION SPECIALE ET PERMANENTE D'INFORMATION PRÈS L'ETABLISSEMENT DE LA HAGUE
Septembre 1987
NOTE D'INFORMATION

1 - Rejets chimiques de l'établissement Cogéma
     Dans un avis rendu le 27 janvier 1987, le Conseil d'Etat a estimé que la procédure à appliquer aux rejets radioactifs et chimiques de la Cogéma était celle du décret du 31 décembre 1974, spécifique aux installations nucléaires, et non celle du décret du 23 février 1973 portant application de la loi de 1964 relative au régime et à la répartition des eaux et à la lutte contre la pollution.

suite:
     En application du décret de 1974, l'arrêté interministériel du 22 octobre 1980, autorisant le rejet d'effluents radioactifs liquides et gazeux de la Cogéma, prescrit que «tous les effluents liquides radioactifs, débarrassés de solvants organiques, doivent avoir été filtrés préalablement au rejet de façon à arrêter au moins les particules de diamètre supérieur à vingt-cinq microns». Cette disposition est manifestement inapplicable puisque la présence de traces de solvants organiques (tributylphosphate ou TBP) dissouts dans les effluents aqueux est inévitable. C'est pourquoi l'arrêté de 1980 doit être complété par des prescriptions plus précises.
     Dans ce but, une procédure administrative est actuellement en cours afin de déterminer les quantités de solvants organiques que l'usine de la Hague peut rejeter sans risque de pollution pour l'environnement. Le bilan des rejets actuels étant fait, le Préfet fera aux ministères concernés des propositions de réglementation qui sera l'objet d'un complément à l'arrêté de 1980 et, ensuite, de contrôles réguliers.

2 - Diffusion de l'information
     La Commission de la Hague souhaite pouvoir diffuser, chaque trimestre, les résultats de mesure de la radioactivité dont elle dispose pour le Nord-Cotentin. Le support de cette information serait double:
     - tableaux commentés communiqués à la presse locale;
     - pages télématiques accessibles par minitel grâce au serveur régional de la Direction Régionale de l'Industrie et de la Recherche.

3 - Révision du Plan Particulier d'Intervention (P.P.I.) de la Hague
     Ce rapport détaillé de tous les moyens existant susceptibles d'être mis à contribution en cas d'accident doit être non seulement actualisé en permanence mais aussi amélioré: les services concernés de la Préfecture souhaitent collaborer en particulier avec le corps médical à la mise au point d'annexes sur des sujets non traités jusqu'à maintenant.
     D'autre part, le rôle de la Commission d'Information, en cas d'accident, n'est pas précisé. Celle-ci pourrait être un relais des services préfectoraux dans les tâches d'information de la population. Cette mission pourrait être définie à l'occasion de la révision du P.P.I.
     Mais, c'est peut-être surtout dans la phase appelée «post-PPI» que la Commission pourrait œuvrer utilement en analysant, avec les responsables, les causes et les conséquences de l'accident et en apportant à la population les éléments d'information qu'elle aura pu recueillir.

4 - Registre des cancers dans le département de la Manche
     Afin de continuer le travail entrepris lors de la réalisation de l'enquête sur l'incident des cancers dans la Manche, un projet de registre permanent des cancers est actuellement soutenu auprès du Ministère de la Santé. L'objectif de cet enregistrement est de pouvoir suivre la fréquence d'apparition des cancers dans un département où l'industrie nucléaire est présente. Il est admis que le coût de fonctionnement d'un Registre des cancers revient à 1 F par habitant et un financement national est recherché.

p.10

     5. Un représentant du Comité Régional d'Information et de Lutte anti-nucléaire (C.R.I.L.A.N.) ayant demandé un complément d'information concernant l'augmentation de la radioactivité aux abords du site de stockage des déchets de l'ANDRA, les précisions suivantes ont été apportées:
     La cartographie des débits de dose enregistrés autour du site le 16 juin 1987 par le Service de Protection Radiologique de l'ANDRA montre que les débits maximums (0,30 millirad/heure) se trouvent à proximité du tumulus T 21. Cette valeur est égale à 15 fois le bruit de fond (0,02 mrad/h) et à 5 fois la dose horaire limite pour la population (0,057 mrad/h)*. (voir définition des unités en annexe ci contre).
     L'appareil utilisé pour ces mesures est une chambre d'ionisation (Babyline) qui intègre l'énergie des différents radioéléments et qui donne directement le résultat en débit de dose absorbée.
     Le risque éventuel pour la santé peut être évalué par comparaison avec la limite de dose annuelle fixée par la réglementation pour la population, soit 500 millirads de rayonnement g par an*. Il faudrait qu'une personne demeure 1.667 heures (sur 8.760 heures que compte une année) pour que la limite de dose annuelle soit atteinte. L'évaluation du risque est minimale car la radioactivité naturelle est comprise dans cette limite de 500 mrad*.
     On ne connaît pas la date à laquelle ce débit de dose de 0,3 mrad/h a commencé. Il viendrait de certaines coques (containers de béton armé contenant des fûts compactés coulés dans du béton fluide) de déchets placées en façade du tumulus et dont l'activité est supérieure à la moyenne (tout en restant inférieure à la norme de 0,01 curie d'activité a par tonne). Ces coques ont été transférées à l'intérieur du tumulus; le débit de dose qui en résulte est donc amoindri par les autres colis placés devant.
     D'autre part, tant que le tumulus n'est pas recouvert de sa couverture provisoire (3 m de terre) ou de sa couverture définitive (3 m de terre plus 2 m d'argile), un certain débit de dose sera enregistré à proximité. Il faut environ 6 mois pour achever l'empilement des coques constituant le contenu d'un tumulus.
     En attendant, outre le transfert des colis décrit plus haut, un talutage de terre compactée est réalisé sur les façades Est des structures T 21 et T 24.
     Ces dispositions, effectives à la fin du mois d'août 1987, devraient permettre d'enregistrer une diminution du débit de dose aux abords du site.
     Le contrôle du 27 août 1987 montre que le débit de dose maximum mesuré aux clôtures est de 0,11 mrad/h (à proximité du tumulus T 21), soit 3 fois moins que le 16 juin mais encore 2 fois plus que la dose horaire limite autorisée*. La limite de dose annuelle pour la population serait alors atteinte pour une personne restant 4.545 heures à cet endroit*.
     Devant ce dépassement des normes de sécurité en matière de radioprotection, il est nécessaire d'en connaître la cause profonde afin d'être en mesure d'en empêcher le renouvellement et d'assurer le respect de la réglementation.
* NDLR: signalons que si l'on applique les recommandations de 1985 de la Commission Internationale de Protection Radiologique (réunion de Paris), la limite principale à respecter pour le public est de 100 mrem par an, 500 mrem étant une limite subsidiaire. Dans ce cas la dose horaire limite serait à diviser par 5. Bien sûr personne en France n'en tient compte et la Directive Euratom est toujours à 500 mrem par an, voir la prochaine Gazette.
suite:
Annexes
1. Rappel concernant les unités employées
(les unités légales sont en gras)

· L'activité: quantité mesurable représentant le nombre de désintégrations par seconde des corps radioactifs.
1 Becquerel (Bq) = 1 désintégration d'atome par seconde
1 Curie (Ci) = 3,7.1010 Bq
· Dose reçue par l'environnement (unité physique de dose absorbée): quantité mesurable correspondant à l'énergie délivrée à la matière par les rayonnements.
1 Gray (gy) = énergie de 1 joule par kg de matière
1 rad = 0,01 gy
     Les unités de débit de dose en découlent  gray/heure (gy/h), gray/an.
· Dose reçue par l'homme (unité biologique de dose absorbée): quantité qui se calcule en fonction de la dose absorbée, de la nature du rayonnement, de son énergie et de sa distribution dans le temps et l'espace. Elle permet d'exprimer les limites et les doses reçues avec la même unité quel que soit le rayonnement en cause.
1 Sievert (Sv) = unité biologique de dose absorbée correspondant à 1 gray.
1 Rem = 0,01 Sv
- pour les rayons X et g (photons) et pour le rayonnement b (électrons):1 rad équivaut à 1 rem
- pour les rayons a: 1 rad équivaut à 10 rems
- pour les neutrons: 1 rad équivaut à 3 à 10 rems selon
leur énergie.

TABLE DE CONVERSION
 Curies - Becquerels

Ci
Bq
Bq
Ci
kCi
TBq
TBq
Ci
Ci
GBq
Gbq
mCi
mCi
MBq
MBq
mCi
mCi
kBq
kBq
nCi
nCi
Bq
pCi
pCi
pCi
mBq
mBq
fCi1
1
37
1
27
2
74
2
54
3
111
3
81
4
148
4
108
5
185
5
135
6
222
6
162
7
258
7
189
8
296
8
216
9
333
9
243
10
370
10
270
p.11

RAPPEL DES MULTIPLES ET SOUS-MULTIPLES
UTILISÉS DANS LE PRÉSENT RAPPORT
Facteur par lequel est multipliée l'unité
Préfixe
Symbole
Multiples
1012 soit 1.000.000.000.000
téra
T
109 soit 1.000.000.000
giga
G
106 soit 1.000.000
méga
M
103 soit 1.000
kilo
k
Sous-multiples
10-3 soit 0,001
milli
m
10-6 soit 0,000.001
micro
m
10-9 soit 0,000.000.001
nano
n
10-12 soit 0,000.000.000.001
pico
p
10-15 soit 0,000.000.000.000.001
fento
f

2. Résultats des mesures faites par le S.C.P.R.I.
2e trimestre 1987

Commentaires des tableaux de l'annexe 1

A. POUSSIERES ATMOSPHERIQUES (air au niveau du sol)
     La concentration d'activité à Cherbourg ou à La Hague est faible (inférieure au seuil de détection).
     Les mesures faites au Vésinet (station de référence) montrent une activité btotale encore plus faible, variant entre 2,5.10-4 et 3,9.10-4 Bq/m3.
     Rappelons que la principale source d'irradiation naturelle de l'organisme (le Radon 222) n'est pas prise en compte dans ces mesures. La concentration d'activité Radon relevée au Vésinet fluctue entre 0,2 et 4 Bq/m3 (à l'intérieur des habitations, sa concentration est de l'ordre de 20 Bq/m3).

B. EAUX DE PLUIE (La Hague)
     L'eau de pluie, qui entraîne les éventuelles particules radioactives atmosphériques présente une activité b totale ou due au tritium insuffisante pour être mesurée.

C. EAUX DE SURFACE
a) Ruisseau de Ste Hélène
     L'activité b totale (hors tritium), en augmentation régulière depuis juillet 86, passe par un maximum en février 1987 (3,2 Bq/l) pour diminuer ensuite et atteindre 0,6 Bq/l en juin 1987.
     En avril, on note une activité b totale de 2,3 Bq/l dont environ le tiers est dû au Césium 137. Ce radioélément était en constante augmentation depuis septembre 1986
et n'est plus retrouvé en mai et juin 1987.
     Cette contamination est confirmée par le Laboratoire Vétérinaire Départemental qui trouve une activité g de 1,2 Bq/l de Césium 137 en avril 1987.

suite:
     La majeure partie de la radioactivité de ce ruisseau étant due à l'ANDRA et le Césium étant un émetteur b et g, est-il possible que l'augmentation d'activité b et g du ruisseau et l'augmentation des débits de dose (g) autour du Centre de stockage (annexe 3) aient une seule et même cause une contamination externe par le Césium 137 sur le site de l'ANDRA?
     En ce qui concerne le Tritium, son activité suit l'activité b totale, avec un minimum également en février 1987 (14.000 Bq/l)*. Le chiffre du mois d'avril (6.800 Bq/l)
est 30 fois supérieur à la concentration d'activité la plus faible enregistrée sur 9 mois (220 Bq/l en mai et juin 1987).

NDLR:
• Signalons que la limite de concentration maximale autorisée dans les rejets liquides pour les centrales nucléaires de puissance est, pour le tritlum, de 80 Bq/l !
• Quant aux calculs d'ingestion par jour, tant d'eau contaminée au tritium que de poisson contaminé en strontium, ils sont incompréhensibles car les valeurs des limites annuelles d'incorporation (LAI) pour le tritium et 90 Sr ne correspondent pas à celles données par la Commission d'Information.

b) Ruisseau des Moulinets
     L'activité b totale fluctue autour de 1 Bq/l (avec un maximum à 3,1 Bq/l en septembre 1986).
     On ne note aucune présence de Césium 137 depuis septembre 86.
     L'activité due au tritium est égale au bruit de fond observé dans le ruisseau Ste Hélène (~ 200 Bq/l).

D. EAUX DE MER
     On ne trouve aucun élément significatif dans les prélèvements effectués.

E. LAITS DE VACHE
     Les mesures de l'activité b (de l'équivalent Strontium 90 essentiellement) montrent qu'elle est à son niveau habituel, concordant avec les résultats du Laboratoire Vétérinaire Départemental (0,3 à 0,4 Bq/l).

F. POISSONS
     L'activité du Strontium dans les poissons est à son niveau habituel. Il faudrait absorber:
12.000 / 0,21 x 365 = 157 kg de tacaud par jour pendant 1 an pour atteindre la LAI pour ce radioélément (12.000 Bq/an).

     La présence de Strontium dans l'environnement a pour origine:
     - surtout les essais nucléaires atmosphériques
     - la production d'électricité nucléaire
     - le traitement des combustibles usés.
     En haute mer, la concentration d'activité atteint 7,4 mBq/litre dans la couche superficielle de l'eau, mais elle peut être 5 fois plus élevée dans les régions côtières et dans les estuaires.


* Si cette eau devait être bue, il faudrait en absorber:
111.000 x 800 / 14.000) x 365 = 17 litres par jour pendant 1 an pour atteindre la limite annuelle d'incorporation en Tritium.
 p.12

DIVERS

     L'activité mesurée dans l'atmosphère des locaux pollués (< 2,7.10-2 Bq/m3) consécutivement à l'incident de ventilation de SPF 3 en juin 1987 est 30 à 40 fois supérieure à celle enregistrée pendant le 2e trimestre 1987 à la station SCPRI de La Hague (6,0.10-4 Bq/m3). Il s'agit d'un comptage b fait par le SCPRI à partir d'un prélèvement effectué le 14 juin par le SPR de la Cogéma, soit le jour même de l'accident.

SUPPLEMENT SEMESTRIEL AU BULLETIN DU SCPRI (annexe 2)
     Le résultat des mesures faites dans l'environnement du site de La Hague (à Greville, soit à 3 ou 4 km) est de 0,92 mgy/6 mois, soit 92 mrad/6 mois ou 184 mrad/an, si le débit de dose est constant. Cette activité est 2,7 fois inférieure à la limite annuelle fixée par la réglementation (500 mrad/184 mrad = 2,7).
     Cette mesure correspond à celle faite par le SPR dans l'environnement du site (à quelques km): 0,2 mgy/heure en moyenne, soit 2.102 mrad/heure ou 8.760 h x 2.10-2
175 mrad/an, soit une activité presque 3 fois inférieure à la limite fixée de 500 mrad/an.
     Signalons que le débit de dose enregistré aux clôtures de la Cogéma est supérieur à ces derniers chiffres: 0,7 mgy/heure (70 mrad/h) en moyenne, soit 3,5 fois le bruit de fond (20 mrad/h) et supérieur de 20% au débit de dose horaire maximum fixé par la réglementation (57 mrad/heure).
     En effet, la totalisation de ce débit sur un an donne 620 mrad dépassant la limite de 500 mrad fixé pour la population.

EVOLUTION DES DÉBITS DE DOSE RELEVÉS AUX CLÔTURES DU SITE DE STOCkAGE DE LA MANCHE (annexe 3)
     Le contrôle du 27 août 1987 montre que le débit de dose maximum mesuré aux clôtures est de 0,11 mrad/h (à proximité du tumulus T 21), soit 3 fois moins que le 16 juin, mais encore 2 fois la limite de dose pour la population (0,057 mrad/h).
     La limite de dose annuelle serait alors atteinte pour une personne restant 4.545 heures à cet endroit.
     Rappelons que deux réseaux distincts recueillent les eaux pluviales:
     - le «réseau de contrôle» qui collecte les eaux qui peuvent ruisseler sur les coques de déchets tant que l'empilement n'est pas recouvert de sa protection définitive de terre ou d'argile
     - le «réseau pluvial» proprement dit qui collecte les eaux qui ne peuvent se trouver à leur contact.
     C'est au moyen de pentes différentes que ces deux types d'eau de pluie sont séparés. L'ensemble du système s'appelle Réseau Séparatif Gravitaire Intégré (R.S.G.I.).
     - Les eaux du réseau pluvial sont rejetées dans le ruisseau Ste Hélène après contrôle,
     - les eaux du réseau de contrôle sont collectées par la Cogéma pour traitement éventuel, avant d'être rejetées en mer par la conduite sous-marine.

suite:
     La vanne qui permet d'envoyer ces eaux à la Cogéma admet un débit maximum de 10 m3/h. Or, en période de pluies abondantes, le débit envoyé peut être de 20 m3/h et l'excédent ne peut alors qu'être rejeté au ruisseau St Hélène.
     Une vanne permettant un débit de 80 m3/h est en cours d'installation (juillet 1987). Le chiffre de 80 m3 a été retenu car il constitue un dimensionnement pour «l'orage décennal».
     Si l'on fait un rapprochement entre l'augmentation de la pollution par Césium 137 du Ste Hélène au 1er trimestre 1987 et l'augmentation des débits de dose (g) enregistrés autour du site de l'ANDRA, cela ne pourrait-il pas indiquer qu'il existe, non pas seulement une disposition malencontreuse des coques de plus forte activité, mais une contamination externe de celles-ci par du Césium?
C. PRESENTATION DU RAPPORT SUR LE STOCKAGE DES DECHETS RADIOACTIFS
(Résumé du rapport Goguel présenté le 19-01-88 au CSSIN)

     En France, c'est l'Agence Nationale pour la Gestion des Déchets Radioactifs (ANDRA), organisme public créé au sein du Commissariat à l'Energie Atomique (CEA) qui est chargée du stockage des déchets radioactifs. L'ANDRA opère dans le cadre d'un programme général de gestion, approuvé par le Gouvernement en 1984, qui fixe les deux grandes options techniques retenues dans notre pays: le stockage en surface pour les déchets «à vie courte» et faiblement radioactifs et le stockage en profondeur pour les autres. L'ANDRA dispose déjà d'un centre de surface, le «centre de la Manche» en exploitation depuis 1969 au Cap de la Hague. Il sera relayé en 1991 par un second centre situé dans le département de l'Aube, déclaré d'utilité publique en juillet dernier.
     En ce qui concerne le stockage en profondeur, pour lequel aucun centre n'est encore opérationnel en France, le choix d'un site demande des investigations géologiques poussées à mener en plusieurs étapes:
     - à partir d'un inventaire géologique national, l'ANDRA a présélectionné quatre zones du sous-sol français situées dans les départements de 1'Ain, de l'Aisne, des Deux-Sèvres et du Maine-et-Loire. Les milieux géologiques correspondants sont le sel, l'argile, le granite et les schistes
     - des travaux de reconnaissance géologique ont commencé depuis plusieurs mois dans ces zones; ils seront réalisés en surface et par forages profonds pendant trois ans environ; ils conduiront au choix d'un site dans lequel sera implanté un laboratoire souterrain.
     Ce laboratoire permettra, grâce à des mesures et expérimentations menées au sein même du milieu géologique, une vérification approfondie de l'aptitude du site choisi à l'accueil d'un stockage souterrain. Si cette vérification est concluante, l'ANDRA prévoit de présenter vers 1995 la demande d'autorisation d'un stockage, dont la mise en service pourrait intervenir à l'horizon de l'an 2000.

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     En parallèle aux études et travaux de l'ANDRA, le Gouvernernent a voulu réunir les éléments techniques destinés à lui permettre de porter un jugement sur le site qui sera proposé pour l'implantation d'un laboratoire souterrain. Aussi a-t-il demandé en avril 1985 au professeur Goguel, géologue de renommée mondiale, de bien vouloir accepter la présidence d'un groupe de travail scientifique, chargé de définir des critères techniques - notamment géologiques - de choix d'un site.
     Ce groupe s'est réuni entre juillet 1985 et mai 1987. Malgré le décès du professeur Goguel peu avant l'achèvement des travaux, un rapport a été remis le 23 juin 1987 à Alain Madelin, ministre de l'industrie, des P & T et du tourisme.
     En voici le points essentiels:
     Les écoulements d'eau souterrains jouent un rôle fondamental dans la sûreté à long terme d'un stockage profond, car ils sont le seul vecteur possible de retour de la radioactivité vers la surface. Ils doivent donc être nuls ou très faibles dans les couches géologiques entourant le stockage. C'est le premier critère de choix, lié à l'hydrogéologie du site. Le second est lié à la stabilité géologique: il s'agit de prouver, à l'aide de l'histoire géologique du site, que les phénomènes tels que: glaciation, séisme, rejeux de failles, etc., susceptibles de se produire même à très long terme, sur le prochain million d'années, n'auront pas de graves conséquences sur la sûreté du stockage.
     Doivent par ailleurs entrer en ligne de compte pour le choix d'un site:
     - les propriétés mécaniques de la roche d'accueil, qui doivent être suffisantes pour assurer la sécurité minière du stockage pendant la mise en place des déchets dans les cavités,
     - les propriétés géochimiques, qui gouvernent la corrosion des déchets et des matériaux les entourant, et le transfert éventuel (rétention, piégeage, etc...) de la radioactivité vers la surface,
     - la profondeur: le groupe de travail recommande une profondeur de quelques centaines de mètres. Un minimum de 150 à 200 m est en effet nécessaire, d'une part pour protéger le stockage des activités humaines courantes (fondations, tunnels, etc.) et de l'érosion naturelle et d'autre part, pour atténuer les effets des séismes. Au-delà de 1.000 m, en revanche, la pression atteinte dans la roche peut poser problème.
     - la prévention des intrusions humaines:  le choix du site doit éviter les zones renfermant des ressources de valeur (énergétiques, minérales, etc.), facteur de risque d'intrusion. Un périmètre de contrôle des travaux dans le sous-sol doit être défini, et l'intérêt de laisser en surface des marques visibles et durables, témoignages de la présence du stockage mérite d'être étudié. En analysant quelques scénarios types d'intrusion, le groupe de travail a par ailleurs constaté qu'en plus d'une faible probabilité, ceux-ci auraient des conséquences relativement mineures.
     De nombreuses réflexions sur les critères de choix de site ont déjà eu lieu dans divers pays. Toutefois, la contribution éminente du groupe de travail est d'avoir, à l'issue d'une démarche scientifique et systématique associant des géologues et des experts de sûreté nucléaire, rassemblé ces critères dans un même rapport, en les formulant d'une manière rigoureuse et approfondie. Il s'en dégage ainsi une méthode et un guide détaillés pour l'évaluation géologique de la qualité du site qui sera proposé pour l'implantation d'un laboratoire souterrain. D'ores et déjà, un ensemble de recommandati6ns importantes applicables aux travaux à mener depuis la surface, et plus tard au sein du laboratoire souterrain, a été formulé par le groupe de travail.
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I. Le stockage en profondeur des déchets radioactifs
     Les déchets radioactifs ne constituent qu'une très faible part de l'ensemble des déchets produits par notre civilisation: 1 kilo sur 5 tonnes, par habitant et par an. La quasi-totalité de la radioactivité de ce kilo est d'ailleurs concentrée dans un tout petit volume, de la taille d'une balle de ping-pong. Pour l'ensemble du programme nucléaire français, cela représente environ 1 million de m3 de déchets produits entre 1950 et l'an 2000, par les centrales nucléaires, les usines de fabrication et de retraitement de combustible nucléaire, les centres de recherche, les hôpitaux, etc.
     Les déchets n'ont pas tous les mêmes caractéristiques; ainsi on distingue:
     - les déchets faiblement radioactifs et «à vie courte», dont la radioactivité disparaît pour l'essentiel en quelques siècles; ils représentent plus de 90% du volume total. Ces déchets sont destinés dans notre pays à être stockés en surface après conditionnement. L'ANDRA dispose actuellement d'un centre de stockage en surface: il s'agit du centre de la Manche, situé au cap de la Hague, en exploitation depuis 1969. Prochainement saturé, il sera relayé par un second centre, situé dans le département de l'Aube, dont les travaux de construction ont été déclarés d'utilité publique le 22 juillet 1987. La mise en service du centre de l'Aube est prévue pour 1990.
     - les autres déchets sont les déchets à vie longue, dont certains sont de haute activité. Ils représentent moins de 10% du volume total des déchets radioactifs, soit
70.000 m3 produits entre 1950 et l'an 2000 (ou la cargaison d'un pétrolier de taille moyenne). Ils comportent notamment les produits de fission issus du retraitement des combustibles nucléaires usés, qu'il est prévu de solidifier par vitrification. Ces déchets de radioactivité à vie longue (100.000 ans et plus) ne peuvent être stockés en surface.

La solution retenue en France: le stockage en profondeur dans un milieu géologique adapté
     Le choix du stockage en profondeur pour les déchets à vie longue se fonde en particulier sur un très large consensus de la communauté des experts internationaux. L'avantage essentiel de ce type de stockage réside dans l'efficacité du confinement apporté pendant un temps très long par le milieu géologique. Les milieux géologiques a priori favorables au stockage souterrain (comme l'argile, le granite, les schistes ou le sel) ainsi que ses principes de base sont étudiés dans plusieurs pays depuis de nombreuses années, notamment aux Etats-Unis, en RFA, en Belgique, en Suisse, en Grande-Bretagne, en Suède, au Japon, etc. Ainsi, des réalisations sont en cours au Texas (Etats-Unis) et en Basse-Saxe (RFA).

Le choix d'un site de stockage en profondeur: un processus rigoureux à mener en plusieurs étapes
     Le processus de choix d'un site de stockage en profondeur a été défini en 1984. Le Gouvernement s'est en particulier appuyé sur les travaux du Conseil Supérieur de la Sûreté Nucléaire, et de la commission présidée par le professeur Castaing constituée au sein de ce conseil.
 

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     L'ANDRA a tout d'abord effectué avec l'aide du Bureau de Recherches Géologiques et Minières (BRGM), un inventaire géologique national (bibliographie, résultats de forages miniers et pétroliers, etc.). A l'issue de ces études, l'ANDRA a présélectionné quatre zones du sous-sol français présentant des caractéristiques a priori favorables, justifiant une reconnaissance géologique plus complète:
     - le massif granitique de Neuvy-Bouin, à l'ouest de Parthenay (Deux-Sèvres),
     - le sous-sol argileux d'une zone située au nord de Sissonne (Aisne),
     - le sel présent dans le sous-sol de la région de Saint-Julien sur Reyssouze (Ain),
     - les schistes présents dans le sous-sol d'une zone située au sud-ouest de Segré (Maine-et-Loire).
     La localisation des sites a été rendue possible en février et en mars 1987. Des travaux de reconnaissance géologique de type géophysique pétrolière ou minière ont commencé dans ces quatre zones, en surface, et par forages profonds (quelques centaines de mètres). Ces travaux dureront 3 ans et mobiliseront en moyenne 20 personnes par site (avec des pointes jusqu'à 150). Leur coût total sera de l'ordre de 200 MF. Ils sont destinés à permettre d'apprécier les qualités géologiques des quatre zones et en particulier leur aptitude à accueillir un stockage en profondeur.
     Cette évaluation débouchera vers 1990 sur le choix d'un site, dans lequel l'ANDRA réalisera dans un premier temps un laboratoire souterrain. Ce laboratoire aura pour but d'étudier le site choisi de manière approfondie et représentative, par un ensemble de prélèvements, d'analyses et d'expérimentations effectués au sein même du milieu géologique sans qu'il soit toutefois nécessaire d'y introduire des substances radioactives.
     Ce n'est qu'à l'issue de cette étape que l'ANDRA pourra présenter vers 1995, la demande d'autorisation de création d'un stockage en profondeur.
     Si la procédure aboutit favorablement, les cavités de stockage et leurs galeries de desserte seront excavées et au début du siècle prochain, au terme d'un nouvel examen de sûreté nucléaire, les premiers déchets radioactifs pourront être mis en place en profondeur.

II. Le groupe de travail et ses conclusions
     Le Gouvernement a voulu réunir, en parallèle aux études menées par l'ANDRA, les éléments techniques destinés à lui permettre de porter un jugement sur le site qui sera proposé pour l'implantation d'un laboratoire souterrain. Il a été demandé le 9 avril 1985 au professeur Goguel, géologue de renommée internationale, de bien vouloir assumer la présidence d'un groupe de travail scientifique. Composé de géologues et de spécialistes de sûreté nucléaire, ce groupe a reçu pour mission de définir des critères techniques de choix d'un site de stockage en profondeur. Il s'est réuni 28 fois en séance plénière et près de 40 fois en sous-groupes spécialisés entre juillet 1985 et mai 1987, et a entendu de nombreux spécialistes français et étrangers. Les travaux ont été malheureusement marqués peu avant leur achèvement par la disparition du professeur Goguel, en janvier 1987, et se sont terminés sous la conduite de M. Candès, vice-président du groupe.
     Le rapport a été remis le 23 juin 1987 à Alain Madelin, ministre de l'industrie, des P & T et du tourisme.

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Principales conclusions du rapport
     Le groupe de travail a étudié les deux aspects de la sûreté d'un stockage souterrain de déchets radioactifs: la sûreté à court terme, en phase d'exploitation, et la sûreté à long terme, après rebouchage et fermeture.
     Le stockage souterrain projeté se présente comme un ensemble de galeries creusé à quelques centaines de mètres de profondeur. La phase d'exploitation du stockage durera quelques dizaines d'années, au cours desquelles les déchets seront descendus et mis en place dans les cavités de stockage avec des hottes assurant la protection contre les rayonnements. Après remplissage, les cavités seront rebouchées et scellées. La sûreté du stockage en cours d'exploitation doit donc prendre en compte la coexistence en profondeur d'un chantier minier, d'installations et manutention nucléaire et de cavités de stockage remplies et scellées. En ce qui concerne les éboulements ou effondrements de galeries, le groupe de travail a estimé que des techniques éprouvées sont disponibles pour excaver et stabiliser pendant une durée suffisante les ouvrages souterrains. Toutefois, au-delà d'un millier de mètres, la pression atteinte dans les roches peut créer des problèmes miniers difficilement surmontables. Le site retenu doit offrir une profondeur raisonnable. Des précautions doivent également être prises pour éviter les venues d'eau dans les galeries: excellente étanchéité des puits d'accès, bouchage des forages de reconnaissance devenus inutiles, reconnaissance géologique poussée avant d'entreprendre les travaux de creusement.
     Après fermeture, c'est-à-dire rebouchage et scellement des dernières cavités et des puits d'accès, la radioactivité des déchets s'atténue d'un facteur 10.000 environ en quelques millénaires, avec la disparition de la radioactivité «à vie courte». Cette disparition s'accompagne d'un dégagement de chaleur dont il faut tenir compte dans la conception du stockage. Cette première période revêt donc une importance particulière pour la sûreté. Cependant, le stockage doit aussi confiner pendant une durée d'ordre géologique (100.000 ans et plus) la radioactivité à vie longue contenue dans les déchets. Il doit offrir une sûreté intrinsèque et ne demander à long terme aucune mesure de surveillance, pour ne pas faire peser sur les générations futures des contraintes liées à la gestion de déchets produits aujourd'hui.
     En l'absence de phénomènes perturbateurs externes, la sûreté du stockage après fermeture est fondamentalement liée au régime des écoulements d'eau souterrains. En effet, seule la circulation des eaux souterraines pourrait éventuellement être à l'origine d'une remontée de radioactivité vers la surface dans un premier temps, par la dégradation des déchets et des matériaux les entourant, ensuite, comme moyen de transport de la radioactivité. Le premier principe qui doit guider le choix d'un site est donc la recherche d'écoulements d'eau nuls ou très faibles autour du dépôt. D'où deux critères essentiels: une très faible perméabilité de la roche d'accueil, et de faibles gradients de charge hydraulique, moteurs de circulations d'eau. Ce deuxième critère conduit à s'écarter des massifs montagneux au profit des zones à topographie douce. L'étude des sites doit donc d'abord permettre d'acquérir une bonne connaissance de l'hydrogéologie des régions les entourant: perméabilité, failles, fissuration, contribution de ces failles et de cette fissuration aux écoulements d'eau, charges hydrauliques, aquifères situés au dessus et en dessous de la roche d'accueil, hétérogénéités, etc.
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     D'autre part, les propriétés géochimiques de la roche d'accueil doivent également être étudiées car elles jouent un rôle important dans la sûreté à long terme, et constituent donc un critère de choix. En effet, elles gouvernent la corrosion des colis de déchets, ainsi que les phénomènes de retard et de piégeage au cours du transport par l'eau de la radioactivité éventuellement relâchée. Le groupe de travail a estimé que, compte tenu du niveau acquis par les connaissances théoriques dans ce domaine, il est possible de décrire et de chiffrer les conditions géochimiques de transfert de la radioactivité par l'eau, à condition d'effectuer des mesures et expérimentations approfondies au sein même de la roche d'accueil, grâce au laboratoire souterrain.
     La connaissance du milieu naturel est donc essentielle pour donner une première image des écoulements d'eau souterrains après fermeture. Mais, le stockage y apportera des modifications.
     A cet égard, les effets des travaux d'excavation des cavités de stockage doivent tout d'abord être minimisés par l'emploi de techniques de creusement douces, et par un rebouchage efficace des galeries après mise en place des déchets, reconstituant le mieux possible l'imperméabilité du milieu initial. Les puits d'accès au stockage peuvent aussi créer un chemin direct pour les écoulements d'eau. Pour l'éviter, il faut limiter le nombre de ces puits, étudier judicieusement leur implantation, leur rebouchage, leur scellement, voire la nécessité de démonter leur cuvelage. Dans le cas d'une formation argileuse ou salifère, une contribution naturelle au scellement peut d'ailleurs être apportée par la plasticité de la roche au moment de la fermeture. De plus, le site doit être choisi tel que les conditions hydrauliques dans les nappes entourant le stockage minimisent les possibilités de circulations d'eau par les puits d'accès.
     L'effet des travaux mis à part, la chaleur dégagée par les déchets peut aussi avoir une influence sur les écoulements d'eau souterrains. En tout point, la température commence par croître, puis elle diminue après dissipation de la puissance thermique des déchets. Dans les roches dures, ce phénomène de dilatation - contraction peut ouvrir la fissuration. Dans le sel au contraire, l'élévation de température augmente la plasticité de la roche qui cicatrise rapidement les discontinuités ouvertes. Les variations de température peuvent également générer des transferts d'eau (thermo-convection, etc.). Enfin, certains minéraux se modifient sous l'effet de la température en donnant des produits de dégradation aux propnétés différentes. Tous ces phénomènes sont bien identifiés et doivent être étudiés pour chaque site, afin d'être pris en compte dans la conception du stockage et dans les analyses de sûreté. A ce propos, le calcul montre que pour tous les milieux, la température dans le sol à proximité de la surface n'est augmentée avec la présence du stockage que de quelques dixièmes de degrés au maximum, valeur négligeable devant les fluctuations climatiques normales.
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     L'analyse de l'évolution à long terme du stockage doit prendre en compte l'état initial du milieu géologique, et les modifications apportées par le stockage lui-même mais elle doit aussi imaginer l'intervention d'éventuels facteurs externes: phénomènes géologiques ou intrusions humaines.
     L'observation des traces laissées par des phénomènes géologiques anciens montre que ce type de phénomènes pourrait avoir une influence sur la qualité de confinement d'un site profond. Il faut donc s'en prémunir. Sachant que les conditions géodynamiques prévalant en France sont stables dans un futur de plusieurs millions d'années, et considérant que les zones d'activité tectonique comme les chaînes de montagne ou les régions volcaniques sont de toute façon à exclure, le groupe de travail a estimé que trois phénomènes sont à étudier pour l'évolution de chaque site: le climat, les mouvements verticaux et la sismicité.
     Concernant l'évolution du dimat, les experts prévoient une ou deux glaciations dans les 100.000 ans à venir; celles-ci engendreront des modifications hydrogéologiques (abaissement du niveau des mers, accroissement de l'érosion fluviale, développement d'une couche de sol gelé imperméable, surcharge mécanique liée au poids des glaces, etc.) et une possibilité de creusements sous-glaciaires.
     Pour les mouvements verticaux, il est nécessaire de rechercher dans chaque site des signes éventuels de déplacement de blocs, ainsi que leur tendance évolutive. Par ailleurs, le groupe a constaté à partir de l'étude de différents séismes observés dans le monde, une atténuation très nette de leurs effets avec la profondeur.
     Ces phénomènes géotogiques induisent deux critères:
     - un critère de stabilité géologique pour que les conséquences de phénomènes tels que glaciation, mouvements verticaux, rejeux de failles actives, séismes restent acceptables
     - un critère de profondeur minimale de protection des couches abritant le stockage, de l'ordre de 150 à 200 m, qui doit permettre que sa sûreté ne soit pas compromise par l'érosion naturelle ou par l'effet d'un séisme.
     Le groupe de travail s'est également penché sur le problème de l'intrusion humaine dans un stockage géologique, qui se pose jusqu'à très long terme. Mais il est impossible d'imaginer l'évolution technologique et socio-économique au-delà de quelques décennies, en matière d'exploitation des ressources souterraines (énergétiques, minérales, aménagement du sous-sol, etc.). Malgré tout, une première precaution est d'éviter les zones présentant un intérêt manifeste de ce point de vue. Ceci va également dans le sens d'une gestion rationnelle du sous-sol. Par ailleurs, le critère de profondeur minimale (150 à 200 m) déjà formulé à propos des phénomènes géologiques est également justifié par la protection du stockage contre les intrusions humaines courantes à faible ou moyenne profondeur (fondations, tunnels, exploitation des nappes phréatiques, etc.).
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     En ce qui concerne les intrusions profondes impliquant un risque d'atteinte du dépôt ou de son proche environnement, le groupe de travail a estimé que le stockage doit être maintenu sous contrôle administratif pendant plusieurs siècles, comme les mines et carrières désaffectées, au moyen notamment de la définition d'un périmètre de protection. Il convient ainsi d'étudier l'intérêt de disposer en surface, à l'aplomb des galeries, de marque très visibles et durables, identifiant la présence du stockage.
     Cependant, à très long terme, on ne peut exclure que son existence ou sa signification soient oubliées, et écarter un risque d'intrusion humaine, qui devrait logiquement rester très faible compte tenu de l'emprise réduite du stockage (quelques km2 sur les 550.000 km2 de la superficie du territoire français). Le groupe a cherché à apprécier ce risque par l'étude des conséquences de quelques scénarios d'intrusion imaginables aujourd'hui. Certes, d'autres pourraient survenir dans l'avenir. Le groupe de travail pense toutefois que leurs conséquences ne devraient pas être très différentes de celles qu'on peut imaginer aujourd'hui et il a étudié deux scénarios:
     - l'intrusion près d'un dépôt placé dans le sel pour extraire du sel de bouche,
     - l'exploitation d'une cavité minière près d'un stockage placé dans le granite.
     Les calculs montrent que dans l'ensemble, les conséquences radiologiques obtenues (inférieures ou de l'ordre du millisievert avec des hypothèses pessimistes), restent acceptables.
     Les calculs doivent être approfondis, mais étant donné le caractère très peu probable de ces scénarios, le groupe de travail considère que les critères en découlant ne doivent pas jouer un rôle primordial dans le choix d'un site.
     Dans ses conclusions, le groupe de travail rappelle que sa démarche a visé à définir des critères communs aux 4 milieux géologiques étudiés en France: l'argile, le granite, les schistes, et le sel, et qu'il n'a pas cherché à se livrer à une comparaison théorique entre eux. En effet, seule l'évaluation d'un site réel bien défini permet de porter un jugement sur la qualité d'une barrière géologique. De même, les différentes caractéristiques d'un site entrant de manière complexe et imbriquée dans l'analyse de sûreté d'un stockage qui y serait implanté, le groupe de travail juge dépourvu de sens de fixer des valeurs minimales pour chaque caractéristique prise individuellement. En définitive, les critères formulés par ce groupe établissent une méthode et un guide pour l'évaluation de la qualité géologique du site qui sera proposé. Ces critères sont ainsi hiérarchisés:
     - critères essentiels: hydrogéologie et stabilité géologique;
     - critères importants: propriétés mécaniques et géochimiques, respect d'une profondeur minimale, non stérilisation de ressources souterraines et propriétés thermiques.
     Il en découle aussi d'ores et déjà un ensemble de recommandations importantes applicables aux programmes de reconnaissance à mener depuis la surface ou dans un laboratoire souterrain, que le groupe de travail a rassemblées dans un chapitre particulier de son rapport.
suite:
III. Point sur les travaux de reconnaissance géologique en cours

     A l'issue d'un inventaire géologique national effectué avec l'aide du BRGM, l'ANDRA a présélectionné quatre zones du sous-sol français:
     - le massif granitique de Neuvy-Bouin, à l'ouest de Parthenay (Deux-Sèvres),
     - le sous-sol argileux d'une zone située au nord de Sissonne (Aisne),
     - le sel présent dans le sous-sol de la région de Saint-Julien sur Reyssouze (Ain),
     - les schistes présents dans le sous-sol d'une zone située au sud-ouest de Segré (Maine-et-Loire).
     Ces zones présentent des caractéristiques a priori favorables pour l'accueil d'un stockage, justifiant une reconnaissance géologique plus poussée en vue du choix d'un site dans lequel sera implanté un laboratoire souterrain.
     Le choix de chaque zone et l'engagement de travaux de reconnaissance géologique a été annoncé en février et mars 1987 dans chaque département concerné, par le Préfet, commissaire de la République, au cours d'une réunion rassemblant les élus de la zone de prospection suivie de conférences de presse.
     Sur le terrain, l'accent a été mis sur l'information des populations et des élus. Compte tenu des réactions propres aux questions nucléaires, il importe de sensibiliser l'opinion sur la priorité absolue donnée à la rigueur de la démarche scientifique et aux aspects de sûreté. C'est en effet le souci de choisir un site parfaitement apte sous l'angle de la sûreté à l'accueil d'un stockage souterrain qui est à l'origine de ces investigations. Cette approche donne la garantie que seul pourra être qualifié un site pour lequel l'impact sur l'environnement d'un stockage sera parfaitement compatible avec un développement normal d'activités industrielles, agricoles et touristiques.
     Les réticences des populations des zones prospectées concernent au premier chef la défense de l'image de marque de la région, et notamment des produits agricoles.
     Pour instaurer un dialogue, la création à l'initiative des élus locaux d'une structure d'information (par exemple du type commission locale d'information) est certainement un élément très favorable.
     C'est dans ce contexte que les travaux proprement dits ont pu commencer. Ils sont du type géophysique pétrolière ou minière, et comprennent des opérations menées depuis la surface (gravimétrie, sismique électrique, forages peu profonds pour relever la position des nappes phréatiques), des campagnes de mesures par hélicoptères, des forages carottés profonds.
     Le but de ces investigations est notamment de confirmer la géométrie et la structure des formations géologiques de la zone du site et de son environnement, de reconnaître les grandes failles éventuelles du milieu, de rechercher des signes de mobilité néotectonique et enfin de déterminer les caractéristiques hydrogéologiques régionales. Par ailleurs, il s'agit également de préparer la phase suivante en définissant l'emplacement d'un éventuel laboratoire souterrain au cas où la zone serait retenue.

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     La réalisation des travaux privilégie la recherche d'accords à l'amiable avec les propriétaires plutôt que le recours à des mesures administratives autoritaires.
     Des premières données ont ainsi été recueillies dans 1'Ain, l'Aisne et le Maine-et-Loire. Des campagnes sont en préparation dans les Deux-Sèvres.
     La durée des travaux sera de l'ordre de 3 ans. Ils mobiliseront 20 personnes en moyenne par zone avec des pointes à 150. Leur coût total sera de 200 MF.

Commentaire Gazette:
     Nous commenterons ce rapport dans un prochain numéro de la Gazette, nous y ajouterons les commentaires de la CIFRODA qui réunit tous les sites concernés et qui a pris position contre un enfouissement définitif tant que la question ne sera pas dominée et qui demande que l'on continue les recherches en particulier dans la voie du non-retraitement.
     Voici d'ailleurs la motion adoptée le 18 janvier 1988:
     Les cinq sites prospectés actuellement par l'ANDRA ou le CEA, en vue d'enfouir, à terme d'une dizaine d'années, les déchets de moyenne et très forte activité et de très longue vie ont adopté la motion ci-après à l'unanimité


MOTION

     Les soussignés,
     Demandent l'abandon du projet de stockage des déchets radioactifs sur l'ensemble des sites actuels ou futurs prospectés par le CEA (Commissariat à l'Energie Atomique), via l'Agence nationale des déchets (ANDRA) ou autre organisme chargé de la même mission.

suite:
     Se déclarent solidaires des autres Populations d'Europe qui refusent de tels projets en leur pays.
     Faisant écho à des voix autorisées au sein de la communauté scientifique, ils affirment que le caractère définitif et irréversible de l'enfouissement des déchets atomiques ne garantit pas la sûreté à ldng terme du dépôt, et rend donc ce procédé moralement inacceptable.
     Conscients de l'existence de ces déchets et de leur nécessaire gestion, et en accord avec les options prises par les Habitants des divers sites concernés  ils demandent que ces déchets soient maintenus et surveillés sur les lieux mèmes de production sans retraitement, en attendant que les scientifiques découvrent des solutions adaptées pour les rendre inoffensifs de façon définitive.
     Ils appellent solennellement les Autorités Politiques à intervenir dans les plus brefs délais, pour orienter les recherches dans cette voie et prévoir les financements nécessaires.

Motion adoptée par les cinq Régions prospectées actuellement:
l'Ain, l'Aisne, la Creuse, le Maine et Loire et les Deux-Sèvres

Les signatures de soutien sont à renvoyer à:
Coordination nationale, la Fionière, 79130 Pougne)

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D. DOSES ENGAGÉES, POUR L'IODE 131, INCORPORE
PAR L'ADULTE ET L'ENFANT EN BAS AGE
LORS DE LA CONSOMMATION DE LAIT CONTAMINÉ
Calcul fourni par les délégués CFDT
du groupe CEA au Comité Central d'Hygiène et Sécurité du CEA






HYPOTHÈSES
     1) L'interdiction de consommer du lait est levé u à partir du moment où l'activité volumique est inférieure ou égale à 2.000 Bq/l.
     2) Les mesures effectuées sur du lait de vache ont montré que l'activité de l'Iode 131 décroissait avec une période comprise entre 4 et 5 jours (période physique de l'Iode 131 = 8,02 jours)
     3) On suppose que l'incorporaton d'Iode 131 n'évolue plus lorsque la période de consommation du lait est égale à 10 fois la période de décroissance retenue (4 à 5 jours)
     4) On adopte pour le calcul les données de la CIPR 30: 100.000 Bq d'Iode 131 Þ 5 rem à la thyroïde d'un adulte du public. 

CALCULS
     Nous faisons les calculs sur la consommation d'un litre de lait par jour et nous tiendrons compte ensuite des consommations réelles moyennes, soit
     6,7 1/5 pour le jeune enfant
     0,3 1/j pour un adulte.
     Si on appelle A0 l'activité volumique du lait le jour J0 et A1 l'activité volumique du lait le jour J0 + 1
     On a:
     A1 = A0 x exponentielle (-0,693 x 1/T)
notons r = exponentielle (-0,693 x 1/T):
     A1 = A0.r
     de même A2 = A1.r = A0.r2
                    A3 = A2.r = A0.r3
     L'activité totale pour 10 T =  A0 + A1 + A2 + ... + A10T
     Il s'agit de la somme d'une progression géométrique dont la «raison» est égale à l'exponentielle (-0,693 x 1/T) = r
     Pour T = 4 jours on aura 40 jours à considérer
     Pour T = 5 jours on aura 50 jours de consommation.
     Si le 1er terme est égal à A0, la somme de la progression géométrique sera égale à
S = A0(rn - 1) / r - 1
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     Comme rn = 1 / 210 = 1 / 1024, on peut écrire la relation:
S = A0 / (1 - r)
     pour T = 4j Þ S = 2.000 Bq / (1 - 0,842) = 12.670 Bq
     pour T = 5j Þ S = 2.000 Bq / (1 - 0,871) = 15.500 Bq
Les doses engagées sont les suivantes:
Période
Activité ingérée
(adulte)
Dose à la thyroïde
(adulte)
Dose enfant
(*)
T = 4j
0,3 x 12.670
5 rem x 3.801/100.000
= 0,190 rem
= 4,4 rem
T = 5j
0,3 x 15.500
5 rem x 4.650/100.000
= 0,233 rem
= 5,4 rem
* la dose enfant est calculée en tenant compte d'une consommation de 0,7 litre par jour et d'une thyroïde dont le poids est de 2 grammes (au lieu de 20 grammes pour l'adulte masculin).

     Ce calcul montre que l'iode dans le lait permet à lui seul d'atteindre la dose maximale annuelle au niveau de la thyroïde pour un jeune enfant (limite non stochastique). Comme il existe d'autres incorporations possibles (légumes, fruits), la valeur de 2.000 Bq/l ne présente pas une garantie suffisante.
     Par ailleurs, dans le cas particulier de Tchernobyl, des radionucléides tels que les césiums 134 et 137 par exemple étaient aussi présents dans le lait et les légumes notamment. Ces contributions se traduisent elles aussi par des doses à l'organisme entier.

Remarques du Dr Lafuma: D'accord sur le calcul, mais:
     - le poids de 2 grammes n'est valable que pour le nourrisson dont la nourriture n'est pratiquement que du lait. C'est la raison du calcul 2.000 Bq/l  Þ la limite annuelle (on admet qu'il ne devrait pas y avoir deux accidents graves au même endroit, la même année!)
     - la composante Césium 134 et Césium 137 n'intervient pratiquement pas sur l'effet non stochastique à la thyroïde et la composante stochastique Iode 131 est facile à calculer (170 mrem de dose efficace) et doit être prise en compte dans les limites Cs 134 + Cs 137.
     Mais on ne peut additionner des risques non stochastiques à un organe et un risque stochastique à l'organisme entier (dose efficace).
NOTA
stochastique = aléatoire: répondant à une loi du hasard comme le cancer qui peut survenir chez une seule personne d'un groupe soumis à une irradiation homogène.
non stochastique = non aléatoire: phénomène survenant chez tout le monde dès qu'un certain niveau de dose est dépassé.

suite:
E. DU COTE DU PARLEMENT EUROPEEN
Tritium

     Des membres du Parlement Européen s'inquiètent du lâcher volontaire de tritium à Bruyères le Châtel (France) et déposent une Résolution auprès de M. J. Delors, Président de la CCE.

Bruxelles, le 6 octobre 1987

à Monsieur J. Delors, Président de la CCE
Bruxelles

Notre réf.: EN-ENVI/WW/87/312
Concerne: Lâchers volontaires de tritium à Bruyères-le-Châtel (France)

     Monsieur le Président,
     Nous sommes sérieusement inquiétés par l'information d'au moins deux lâchers volontaires de tritium (le 15 octobre 1986 et début avril 1987) par le Centre d'Etudes BIII du CEA à Bruyères-le-Châtel en Essonne (France), à une trentaine de km à peine de Paris.
     En effet, selon les informations parues dans le journal municipal de septembre 1986 et mai 1987, 1 gramme de tritium a été lâché dans l'environnement, à titre d'expérimentation dans le cadre du programme de recherches Communautaires sur les réacteurs à fusion nucléaire contrôléé.
     Ceci correspond à 10.000 curies, soit 370.000.000.000.000 becquerels de radioactivité, soit l'équivalent autorisé en France pour le rejet annuel de 50 centrales nucléaires!
     Nous aimerions être informés si la Commission estime qu'il soit admissible qu'une telle expérimentation soit effectuée sur le public en tant que cobbaye humaine, et si ces faits ne sont pas en contradiction avec les objectifs fondamentaux de la CEE visant la protection de la Santé publique et de l'environnement?
     Le cas échéant, nous aimerions également être mis au courant des actions que la Commission a déjà entreprises ou entend entreprendre vis-à-vis de ce type «d'expérimentations».
     En attendant votre réponse dans les meilleurs délais, nous vous prions d'agréer, Monsieur le Président, nos salutations distinguées.

Wolfgang von Nostitz,
MEP
p.19

Proposition selon l'article 64 du Règlement/Tritium/von Nostnitz, Staes

Le Parlement Européen,
A. Informé que le Laboratoire du Commissariat à l'Energie Atomique (CEA), «Centre d'Etudes BIII» à Bruyères-le-Châtel en Essonne (France), a procédé au moins à deux reprises (le 15 octobre 1986 et début avril 1987) à des lâchers volontaires de 1 gramme de tritium dans l'environnement, à une trentaine de km de Paris (Journal municipal de Bruyères-le-Châtel de septembre 1986 et mai 1987);
B. Considérant que t gramme de tritium représente une radioactivité de 10.000 curies, soit 370.000.000.000.000 becquerels, ce qui est l'équivalent de la dose maximale fixée en France pour le rejet annuel cumulé de 50 centrales nucléaires (200 curies l'unité)
C. Considérant que cette soi-disante «expérimentation», telle qu'elle a été rendue publique dans le journal municipal de Bruyéres-le-Châtel de mai 1987, a été autorisée par:
- Monsieur le Haut Commissaire à l'Energie Atomique,
- Monsieur le Directeur du SCPRI, et
- Monsieur le Commissaire de la République de l'Essonne;
D. Considérant que cette «expérimentation» est destinée à étudier le cheminement du tritium radioactif dans l'environnement, dans le cadre des recherches de la CEE pour les réacteurs à fusion contrôlée, qui lâcheront pas mal de tritum dans l'environnement;

suite:
E. Considérant que, selon les scientifiques du GSIEN (Gazette Nucléaire N°78/79 de juin 1987), cette «expérimentation» n'a pas de sens sur le plan scientifique, puisqu'il y a trop de paramètres non dominés en jeu, tandis que le même CEA dispose d'un Centre remarquablement bien équipé à Cadarache, pour faire des études de radio-écologie sous serres;
F. Considérant que le Centre d'Etudes BIII à Bruyères-le-Châtel susmentionné, est classé comme «Installation Nucléaire de Base» (INB), et de ce fait est en dérogation d'étude d'impact, d'enquête publique, etc...
1. Demande à la Commission si elle estime qu'il soit admissible qu'une telle expérimentation soit effectuée sur le public en tant que cobbaye humaine?
2. Demande si la Commission estime qu'une telle «expérimentation» n'est pas en contradiction avec les objectifs fondamentaux de la CEE visant la protection de la Santé publique et de l'environnement?
3. Exige, le cas échéant, que la Commission épuise tous les moyens à sa disposition, y compris une procédure d'urgence auprès de la Cour Européenne de Justice, pour mettre immédiatement fin à de telles pratiques
4. Charge son président de transmettre la présente résolution à la Commission, au Conseil et au gouvernement Français.
Wolfgang von Nostnitz
Paul Staes
p.20

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