| La Commission d'examen
des dépôts en matières radioactives, après avoir
procédé à un inventaire aussi complet que possible
de ces dépôts et entendu de nombreuses personnalités,
émet les recommandations suivantes:
1. La Commission a observé un trop fort cloisonnement des organismes intéressés par les dépôts de substances radioactives - administrations concernées des ministères chargés de l'environnement, de l'industrie et de la santé, Service Central de Protection contre les Rayonnements Ionisants (SCPRI), Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN) et Agence Nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA), chaque organisme agissant dans son domaine de compétence, sans que la nécessaire cohésion des décisions prises soient forcément toujours bien assurée. Aussi la Commission recommande-t-elle aux trois départements ministériels d'assurer davantage cette cohérence; au niveau des administrations centrales ceci concerne: à l'industrie, la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires (DSIN) et la Direction à l'Action Régionale et à la Petite et Moyenne Industrie (DARPMI), à l'environnement, la Direction de l'Eau et de la Prévention des Pollutions et des Risques (DEPPR) et à la santé, la Direction générale de la Santé (DGS). L'IPSN étant un organisme de référence et d'expertise, la Commission considère qu'il serait intéressant pour les administrations concernées de recueillir son avis d'une façon appropriée comme le fait déjà la DSIN. Pareillement il a paru souhaitable à la Commission que le groupe permanent chargé des déchets radioactifs placé auprès de la DSIN, soit le cas échéant, et à la demande des départements ministériels de l'environnement et de la santé, consulté sur toutes les affaires importantes concernant ces ministères et relatives à l'entreposage ou au stockage de substances radioactives. Ces avis et ces consultations permettraient, a estimé la Commission, d'améliorer la cohérence de l'ensemble du dispositif. Mais il a semblé également nécessaire à la Commission de réfléchir sur l'extension du rôle de l'ANDRA dans ces affaires, d'autant que le texte institutif de cet organisme (article 2 de l'arrêté du 7 novembre 1979) lui donne a priori compétence sur toutes les opérations de gestion à long terme des déchets radioactifs. 2. Concernant la réglementation, la Commission recommande de la modifier afin de permettre sans ambiguïté le recyclage ou l'élimination des déchets faiblement radioactifs. Les textes réglementaires actuels n'indiquent en effet pas clairement les caractéristiques que ceux-ci doivent respecter pour pouvoir être recyclés ou éliminés de telle ou telle façon. A cette fin, la Commission propose de fixer deux niveaux de seuils d'activité: des seuils d'exemption et des seuils d'application de la réglementation des installations classées pour la protection de l'environnement et des installations nucléaires de base. (suite)
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Les seuils d'exemption pourraient être fixés pour l'activité massique, comme pour la contamination surfacique, pour l'activité a, comme pour l'activité b-g. La Commission a, dans le corps de ce rapport, suggéré, à titre indicatif, des valeurs; il appartient aux pouvoirs publics de les définir. Les déchets dont l'activité serait inférieure à ces valeurs pourraient être considérés comme «non radioactifs» et être récupérés ou éliminés sans qu'il soit nécessaire de prendre des mesures particulières de radioprotection. Par contre il convient évidemment de tenir compte de leurs autres caractéristiques, certains déchets pouvant être toxiques ou dangereux à d'autres titres. Les seuils pour définir les substances radioactives au sens de la réglementation des ICPE et INB pourraient aussi être fixés. Là aussi la Commission a suggéré, à titre indicatif, des valeurs; il appartient aux pouvoirs publics de les définir. Au dessus de ces seuils, les déchets pourraient être récupérés ou éliminés selon certaines dispositions administratives et techniques qui seraient précisées. A titre d'exemple, seraient ainsi précisées les conditions dans lesquelles certains déchets faiblement radioactifs pourraient être éliminés dans une décharge de résidus industriels de classe 1 qui appliquerait alors quelques mesures de surveillance de l'exposition du personnel et de la population. Entre ces deux séries de seuils, des règles particulières devraient être fixées, d'une part, pour les installations produisant de tels déchets (qui sont toutes des ICPE ou des INB), d'autre part, pour les installations susceptibles de les recevoir (décharges...). 3. Concernant la communication dans le domaine de la gestion des déchets faiblement radioactifs, la Commission recommande aux pouvoirs publics d'en accroître les actions, avec transparence et pédagogie. La Commission suggère - compte tenu du fait que la mesure de la radioactivité et la radioprotection participent à la bonne compréhension de la gestion de ces déchets - de développer les actions de communication dans ces deux domaines. A cet égard, la Commission a estimé que le SCPRI et le CEA pourraient jouer un rôle plus important. Cette information sur les déchets faiblement radioactifs devra pouvoir s'appuyer sur des mesures de radioactivité et de radioprotection effectuées par des laboratoires différents. Pour cela la Commission recommande que des organismes divers soient qualifiés pour assurer de façon cohérente des mesures dans ces domaines. En outre, les modèles de transfert utilisés pour évaluer les effets des dépôts de matières radioactives sur l'homme et l'environnement devraient être explicités et publiés dans des conditions appropriées. 4. Enfin, concernant l'inventaire des dépôts de matières radioactives auquel elle a procédé, la Commission recommande qu'il soit complété sous l'égide de l'administration et que les mesures éventuelles nécessaires pour assurer la sécurité à long terme de ces dépôts soient prises selon les indications qui figurent dans le rapport. p.18
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| Il serait extrêmement imprudent
d'affirmer que l'inventaire que nous avons pu faire des sites de stockage
de matières radioactives soit exhaustif. Néanmoins cet inventaire,
même s'il n'est pas exhaustif, regroupe un nombre important des sites
de stockage et permet de mettre en évidence une grande variété
de situations sur lesquelles nous aurons à revenir dans la suite
du rapport.
Pour cet inventaire nous distinguerons plusieurs types de de stockage de matières radioactives ou de déchets radioactifs: - les stockages sur les sites miniers: déchets miniers et déchets provenant des usines de concentration d'uranium, - les stockages dans des installations du CEA ou venant de ces installations, - les stockages de déchets des installations du cycle de combustible, - les stockages de déchets des installations de production d'électricité EDF, NERSA, SENA, - les déchets radioactifs d'origine médicale, - les stockages de déchets des autres installations utilisant des substances radioactives, - les substances radioactives en petites quantités dispersées, - autres substances (phosphogypse, etc.). En 1989 le SCSIN a effectué une enquête sur les pratiques des exploitants d'INB en ce qui concerne leurs déchets faiblement radioactifs. On trouvera en annexe copie de la note de synthèse établie par le SCSIN. A - Réglementations applicables 1. Décret relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants. En matière de protection contre les rayonnements ionisants, le texte de base est le décret no°66-450 du 20 juin 1966 qui a été modifié par le décret 88-521 du 18 avril 1988. Ce texte fixe les principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants. Il définit la terminologie, les unités employées et notamment: - le becquerel pour la radioactivité des substances radioactives; 1 Bq correspond à une transition nucléaire spontanée par seconde. L'ancienne unité, le curie vaut: 1 Ci = 3,7.1010 Bq, - le sievert qui est l'unité d'équivalent de dose. L'équivalent de dose est défini comme le produit de la dose absorbée (énergie moyenne communiquée par les rayonnements ionisants à la matière), par le facteur de qualité. L'ancienne unité, le rem, est un sous-multuple du sievert: 1 Sv = 100 rems. Ce même décret classe les radionucléïdes en quatre groupes selon leur radiotoxicité : - très forte radiotoxicité (groupe 1), - forte radiotoxicité (groupe 2), - radiotoxicité modérée (groupe 3), - faible radiotoxicité (groupe 4). Ce texte prévoit que toutes les activités impliquant une exposition à des rayonnements ionisants sont soumises à un régime de déclaration ou d'autorisation préalable, sauf lorsque ces activités portent sur des substances radioactives dont l'activité totale est inférieure à 5 kilobecquerels pour les radioéléments les plus toxiques, 0,5 kBq pour les radioéléments toxiques, etc., ou lorsque l'activité massique est inférieure à 100 Bq/g pour les radioéléments artificiels et 500 Bq/g pour les substances radioactives solides naturelles. Ce décret fixe les limites d'exposition pour les personnes exposées pour des raisons professionnelles et les limites concernant les personnes du public. Les limites pour le public sont les suivantes: Limite de 5 millisievert/an pour l'équivalent de dose reçu en profondeur pour l'exposition externe à l'exclusion de toute exposition interne, Limites annuelles d'incorporation pour l'exposition interne provenant d'un seul radionucléide et règles de cumul lorsqu'il peut y avoir plusieurs sources d'exposition. (suite)
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2. La Commission interministérielle des radioéléments artificiels (CIREA). Les articles L 631 à L 640 du code de la santé prévoient un régime d'autorisation pour les radioéléments artificiels. Pour les activités médicales, ces autorisations sont délivrées par le Ministre de la santé après avis de la CIREA. Pour les autres activités, les autorisations sont délivrées par le président de la CIREA. Le seuil d'autorisation est de 5 kBq pour les radioéléments du groupe 1 (50 pour ceux du groupe 2, 500 pour ceux du groupe 3 et 5.000 pour ceux du groupe 4); Les autorisations sont données pour 5 ans maximum. On compte de l'ordre de 5.000 utilisateurs de radioéléments artificiels. Chaque année 300.000 sources sont autorisées. La CIREA ne dispose pas de moyens de contrôle sur le terrain, elle fait des contrôles par les inventaires qu'elle tient à jour. En ce qui concerne les sources scellées, depuis 1990 la CIREA a imposé un système de reprise par le fournisseur, les frais d'élimination étant payés lors de la vente de la source. Les fournisseurs doivent avoir passé une convention avec l'ANDRA pour la reprise de ces sources. Ce dispositif devrait éviter les mises en décharge non autorisée de ces sources. Un projet de décret étendant les compétences de la CIREA au radium a été rejeté par le Conseil d'Etal, car non conforme au Code de la Santé publique qui ne vise que les radioéléments artificiels. Un « avis» aux utilisateurs de radioéléments paru au J.O. du 6/6/1970 détaille la manière de traiter les déchets radioactifs provenant de sources non scellées. Sont considérés comme déchets radioactifs et ne peuvent être évacués directement avec les ordures conventionnelles, des déchets dont l'activité totale est supérieure à: 3,7 kBq pour les radioéléments du groupe I, 37 kBq pour les radioéléments du groupe II, 370 kBq pour les radioéléments du groupe III, 3.700 kBq pour les radioéléments du groupe IV. Cet avis introduit la notion de niveau d'exemption et celle de niveau d'exclusion; entre les deux se situent les niveaux contrôlés qu'il serait souhaitable de repréciser en fonction de la nature des émissions a, b et g et du décret 88-521 du 18/4/1988. 3. Installations nucléaires de base (INB) Les INB sont soumises à un régime d'autorisation après enquête publique par décret conformément au décret modifié n°63-1228 du 11 décembre 1963. Sont considérés comme des INB les réacteurs nucléaires (à l'exception de ceux qui font partie d'un moyen de transport), les usines de préparation, de fabrication, d'utilisation et de stockage de substances radioactives qui dépassent certains seuils fixés par des arrêtés ministériels. Pour ce qui nous concerne ici, sont considérées comme INB les installations destinées au stockage de substances radioactives dont l'activité totale est égale ou supérieure à: 1.000 Ci (37 terabecquerels) pour les radioéléments du groupe I (ancien), 10.000 Ci (370 TBq) pour les radioéléments du groupe II (ancien), 100.000 Ci (3.700 TBq) pour les radioéléments du groupe III (ancien). Ce texte comme la nomenclature des installations classées fait référence à l'ancienne unité, le curie, et à l'ancienne classification du décret de 1966, qui a été modifiée par le décret de 1988. De façon approximative l'ancien groupe I correspond au nouveau groupe 1, le groupe II correspond aux nouveaux groupes 2 et 3 et le groupe III au nouveau groupe 4. La surveillance des INB est assurée par des inspecteurs des INB sous l'autorité de la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires (antérieurement Service Central de Sûreté des Installations Nucléaires - SCSIN). 4. Installations classées Les installations classées pour la protection de l'environnement (ICPE) sont soumises aux dispositions de la loi du 19 juillet 1976, les procédures sont précisées par le décret du 21 septembre 1977 modifié. Le champ de cette législation est défini par un décret en Conseil d'Etat: la "Nomenclature des installations classées". p.19
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| Les installations qui présentent
des dangers ou des inconvénients importants pour l'environnement
sont soumises à autorisation par le préfet après enquête
publique. Les installations dont l'impact sur l'environnement est réduit
sont soumises à simple déclaration et doivent respecter des
règles types. Pour ce qui concerne les substances radioactives qui
nous occupent ici, sont soumis à autorisation les stockages de substances
dont l'activité est comprise entre:
0,1 Ci et 1.000 Ci pour les radioéléments du groupe I (ancien), 1 et 10.000 Ci pour les radioéléments du groupe II (ancien), 10 et 100.000 Ci pour les radioéléments du groupe III (ancien). Au-dessus de ces seuils les installations sont des INB comme cela a été indiqué plus haut. Sont soumis à déclaration les stockages dont l'activité est comprise ente 1 mCi et 100 mCi pour les radioéléments du groupe I, 10 mCi et 1 mCi pour les radioéléments du groupe II, 0,1Ci et 10 Ci pour les radioéléments du groupe III, Il faut noter que la classification des installations classées comme celle des INB esl basée uniquement sur la quantité globale de substance radioaclive sans prendre en compte des seuils et l'activité spécifique. Les dépots d'ordures ménagères et autres résidus urbains, les dépôts de déchets industriels provenant d'installations classées, sont soumis à la législation des installations classées. Très généralement les arrêtés d'autorisation de ces installations interdisent tout dépôt de déchets radioactifs. La surveillance des installations classées est assurée par des inspecteurs qui, pour les installations qui nous concernent ici, sont en général des ingénieurs et techniciens des directions régionales de l'industrie, de la recherche et de l'environnement (DRIRE). 5. Mines Les exploitations minières et notamment les mines d'uranium relèvent du Code minier et sont soumises à la police des mines. Un décret récent n° 90-222 du 9 mars 1990 a complété le règlement général des industries extractives par une 2e partie du titre "Rayonnements ionisants" intitulée "protection de l'environnement" qui précise les limites annuelles d'exposition ajoutée pour les personnes du public et prévoit que les dépôts de minerai et déchets ayant une teneur supérieure à 0,03% d'uranium doivent être établis conformément à un plan de gestion pour limiter les transferts de radionucléïdes vers la population. Cette limite à 0,03% correspond à environ 30 Bq/g (a). 6. Législation relative aux déchets Le texte de base est la loi n°75-633 du 15 juillet 1975 relative à l'élimination des déchets et à la récupération des matériaux. Cette loi fixe les principes généraux relatifs à l'élimination des déchets (de toute nature et notamment les déchets radioactifs): - tout producteur de déchets est tenu d'en assurer ou d'en faire assurer l'élimination dans des conditions propres à éviter de porter atteinte à la santé de l'homme et à l'environnement; - les entreprises qui produisent, importent, transportent, éliminent des déchets doivent fournir à l'administration toute information concernant l'origine, la nature, les quantités, la destination des déchets. 7. Protection des travailleurs Les règles relatives à la protection des travailleurs contre les rayonnements ionisants sont fixées par le décret n° 86-1103 du 2 octobre 1986. (suite)
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8. Transport des matières dangereuses Le règlement du transport des matières dangereuses prévoit que les matières dont l'activité massique ne dépasse pas 2 microcuries par kilogramme (74 Bq/g) et certaines limites d'activité surfacique (0,4 Bq/cm2 pour les émetteurs b, g et a de faible toxicité et 0,04 Bq/cm2 pour les autres émetteurs a) ne sont pas considérés comme radioactifs. B - Sites miniers et première concentration de l'uranium Ces opérations conduisent à d'importantes quantités de déchets de diverses natures: a) l'exploitation minière, à ciel ouvert ou souterraine, s'accompagne de l'extraction de stériles dont la teneur en uranium est supérieure à celle des terrains avoisinants, mais trop faible pour faire l'objet d'un traitement quelconque. Le volume de ces déchets est très important: il est de l'ordre de 40% du tonnage total extrait pour les mines souterraines et de l'ordre de 90% pour les exploitations à ciel ouvert; dans ce dernier cas cela signifie que pour extraire 1 t de minerai on remue 9 t de stériles. Le décret du 9 mars 1990 a fixé un seuil d'exemption de 0,03% en-dessous duquel il n'est demandé aucune précaution particulière à l'exploitant Le dossier remis par la COGEMA ne donne pas d'indication précise sur les volumes de ces stériles miniers. Même s'ils ne présentent pas de risque radiologique, ces stockages qui représentent des dizaines de millions de tonnes devront faire l'objet de mesures de réaménagement après la fin des exploitations. Dans certains cas une partie de ces stériles pourront être utilisés pour réaliser les recouvrements nécessaires pour assurer une bonne protection radiologique des stockages de déchets plus fortement radioactifs. Ces activités relèvent du Code minier et c'est dans le cadre de cette législation que les mesures nécessaires doivent être prises. b) traitement des minerais Les minerais les plus riches (teneur en U supérieure à 1% environ) sont traités en usines. Compte tenu des quantités de minerai à traiter, ces usines sont situées à proximité ou sur les sites miniers. Lors de ce traitement la plus grande partie de l'uranium (de l'ordre de 95%) est extraite sous forme de concentré qui est ensuite envoyé dans les autres usines du cycle de combustible: fluoration, enrichissement, fabrication de combustible avant d'être utilisé en réacteur. Celle opération laisse un résidu dont la masse est du même ordre que celle du minerai entrant et qui contient encore un peu d'uranium, mais surtout la quasi totalité des "descendants" radioactifs de l'uranium et en particulier le radium 226. Ces résidus sont très fins car le traitement nécessite un broyage poussé du minerai, ce qui exige des précautions pour éviter leur dispersion. Sur l'ensemble des sites (actuellement en exploitation ou anciens) de la COGEMA on trouve 26 Mt de résidus fins contenant 3.000 t d'uranium et 700 terabecquerels de radium 226 (soit près de 20.000 curies ou 20 kg de radium). p.20
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| Les minerais moins riches ne sont
pas traités en usine, mais par lixiviation en tas. Le minerai est
disposé en tas au travers desquels on fait percoler une solution
acide qui dissout l'uranium, ensuite la solution est traitée pour
récupérer l'uranium. Le rendement de récupération
de l'uraniun est nettement inférieur à celui du traitement
en usine et de toute façon il reste le radium 226. Pour l'ensemble
des sites COGEMA on trouve 17 Mt de résidus grossiers contenant
1.400 t d'uranium et 54 TBq de radium 226 - soit environ 1.500 curies de
radium.
Les installations de traitement des minerais et les dépôts de déchets en résultant sont des installations classées sous diverses rubriques et notamment les rubriques 385 ter pour la préparation des substances radioactives et 385 quinquès pour le stockage des substances radioactives. Il est inexact d'affirmer comme le fait la COGEMA dans son dossier que ces rubriques ne s'appliquent ni au minerai ni aux résidus dont la teneur est inférieure à 3,6% (en se fondant sur l'article 3 du décret de 1966 modifié en 1988, qui fixe une limite à 500 Bq/g pour les radioéléments naturels). Comme cela a déjà été indiqué, en effet, la nomenclature des installations classées ne prend en compte que l'activité globale sans tenir compte de l'activité massique. Si, comme nous le proposerons, on fixait une limite générale d'exemption, cette limite serait nécessairement beaucoup plus basse pour les radioéléments tels que le radium 226 et les résidus de traitement de minerai d'uranium devraient être soumis à la législation des installations classées et même dans certains cas à celle des INB. En effet, si l'on observe le tableau (...) qui fait le bilan des usines de la COGEMA, on constate qu'en considérant seulement les quantités de radium 226 présentes sur certains sites, le seuil de classement en INB qui est de 1.000 curies soit 37 terabccquerels est dépassé. Les stockages du Forez, de l'Ecarpière, de Bessines, de Lodève et de Lozère sont des INB (de même que le stockage de JOUAC de la société TCMF). Ce point avait échappé à la COGEMA comme aux DRIRE, car dans le domaine des installations de traitement de minerai on raisonne plus souvent en tonnage et concentration en uranium qu'en activité des différents radionucléïdes. 1. Site de GUEUGNON (Saône-et-Loire) 1.1 Ancienne usine de traitement Cette usine a été arrêtée en 1980 et a fait l'objet d'un arrêté du préfet de Saône-et-Loire du 4 septembre 1980 fixant les règles de réaménagement du site. Depuis le site a été vendu avec une servitude interdisant toute fouille ou excavation dans le sol. 1.2 Dépôt de déchets solides Dépôt sur 6 ha de 185 kt contenant 10 TBq de radium 226. L'arrêté du 28 août 1987 fixe les prescriptions relatives à la surveillance du dépôt. COGEMA est propriétaire du terrain. 2. Site de ROPHIN - commune de LACHAUX (Puy-deDôme) Bassins de stockage de 3 ha contenant 30.000 t de résidus (0,1 TBq de radium 226). L'arrêté du 30 octobre 1985 fixe les prescriptions relatives à la surveillance du dépôt. COGEMA est propriétaire du terrain des bassins. 3. Site des BOIS NOIRS - LIMOUZAT - FOREZ: commune de SAINT-PRIEST-LA-PRUGNE (Loire) De 1955 à 1980 une mine d'uranium a été exploitée pour partie à ciel ouvert et pour partie en souterrain. Une usine de concentration a fonctionné de 1960 à 1980 traitant 2,5 Mt de minerai à 2,6% d'uranium. Les résidus ont été stockés dans un bassin situé dans la vallée de la BESBRE (qui a été dérivée dans un canal à flanc de coteau) avec une digue en terre de 42 m de haut. Ce bassin contient 1,3 Mt de résidus fins (74,6 TBq de Ra 226, soit 2.000 curies, ce qui en fait une INB) sous une lame d'eau de 2 m au moins. (suite)
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Les travaux d'abandon des installations minières ont été réalisés et la DRIRE en a donné acte à COGEMA par lettre du 31 janvier 1983. Les bâtiments de l'usine ont été décontaminés et cédés à la commune de Saint-Priest-la-Prugne en vue d'une implantation industrielle qui ne s'est pas réalisée. La digue de retenue du bassin de décantation a fait l'objet d'un examen par le Comité technique permanent des barrages le 6 février 1986. Les arrêtés préfectoraux du 20 octobre 1980, 3 décembre 1987 et 25 mai 1990 précisent les modalités de contrôle de cette digue et de l'environnement. Si à moyen terme le recouvrement en eau du stockage assure une bonne protection radiologique, on ne peut pas considérer la digue en terre retenant le bassin comme une solution à long terme. Il faudra étudier la mise en sécurité à long terme du stockage, ce qui suppose probablement sa mise hors d'eau, la réalisation d'une autre protection biologique par un recouvrement de plusieurs mètres d'épaisseur de terre, la dérivation de tous les apports d'eau au bassin et le drainage du stockage. 4. Site des VOSGES - Commune de SAINT-HYPPOLYTE (Ht -Rhin) Ancien site minier où il reste 4.000 t de minerais à faible teneur et résidus de lixiviation. 5. Sites de LOZERE Quatre sites ont été exploités, mais il n'y avait qu'une usine de traitement sur le site du CELLIER. Ces sites ont été exploités par la Compagnie Française de MOKTA, filiale de la COGEMA. a) Sur le site du Cellier, l'exploitation à ciel ouvert a produit 2.283 t d'uranium de 1956 à 1988; sur ce même site a fonctionné une usine de traitement ainsi que des installations de lixiviation qui ont traité les minerais de l'ensemble des sites de Lozère. Ces installations ont été récemment arrêtées et sont en cours de démantèlement. Il reste 1,1 Mt de résidus fins et 4,5 Mt de résidus grossiers contenant 43 TBq de radium, ce qui en fait des INB. b) Sur le site du Villeret, il n'y a eu qu'une exploitation minière entre 1984 et 1988 à ciel ouvert et un peu de lixiviation en tas. Le site a été remis en état. c) Sur le site des Pierres Plantées, il y a eu une exploitation en découverte et une exploitation souterraine entre 1961 et 1965, puis entre 1974 et 1987. 560.000 t de minerai ont été extraites. La remise en état est en cours. d) Site des Bondons. Entre 1987 et 1989, il a été extrait à ciel ouvert 520.000 t de minerais traités au Cellier. La remise en état est presque terminée. 6 - Site de l'ECARPIERE - commune de GETIGNE (Loire-Atlantique) Sur ce site il ya eu d'une part une exploitation minière et d'autre part une usine SIMO (Société Industrielle des Minerais de l'Ouest, filiale de COGEMA) qui traitait les minerais de la division minière de Vendée. (Le dossier de la COGEMA mentionne, sans autre précision, un autre site minier, La Commanderie, où l'on aurait effectué de la lixiviation en tas). L'usine SIMO de l'Ecarpière a fonctionné depuis 1957 et doit s'arrêter en 1991. Les résidus fins (7,5 Mt et 166 TBq de radium 226) sont stockés dans des bassins. Les résidus grossiers de lixiviation (4 Mt et 16,6 TBq de radium 226) ont servi pour une part à la construction des digues constituant les bassins de stockage des résidus fins et la plus grosse part a été mise en dépôt. Le réaménagement est en cours. Ces installations sont réglementées par un arrêté du préfet de Loire-Atlantique du 16 mai 1983 qui ne mentionne pas les rubriques 385, mais impose néanmoins diverses mesures de radioprotection. Les conditions du réaménagement final devront être définies dans le cadre de la réglementation des INB. p.21
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| 7. Site de LODEVE commune du
BOSC (Hérault)
Sur ce site il y a une exploitation minière et une usine de traitement du minerai qui de 1981 à 1990 a traité 3,2 Mt de minerai et produit 8.683 t d'uranium. Les résidus sont stockés dans les anciennes exploitations à ciel ouvert proches de l'usine. Le bassin contient 2,9 Mt de résidus fins contenant 118 TBq de radium 226, ce qui en fait une INB. Il y a en outre un stockage de minerai pauvre de 0,74% actuellement sans valeur économique qui contient 624 t d'uranium et 7,7 TBq de radium 226. Les installations sont réglementées par un arrêté préfectoral du 25 septembre 1980. 8. Site de BAUZOT - commune d'ISSY - L'EVEOUE (Saône-et-Loire) De 1950 à 1957 une exploitation minière souterraine a produit 52.000 t de minerai à moins de 1/1.000 et de 1984 à 1985 une exploitation à ciel ouvert a produit 4.000 t de minerai à 1,4 à 01/1.000. De 1958 à 1969 des déchets radioactifs de faible activité ont été entreposés: - 48.000 fûts venant des usines de fabrication de combustible SICN, CERCA, contenant 10.400 t de graphite, etc. avec 0,1 TBq (3 curies) de Ra 226; - 23.000 fûts venant de l'usine de concentration de minerai du BOUCHET (Essonne) contenant 5.600 t de déchets avec 2,8 TBq de Ra 226 (77 curies); - quelques centaines de fûts venant de Fontenay-aux-Roses. Ce stockage a été réglementé par un arrêté préfectoral du 10 novembre 1983, qui prévoit le contrôle du site. 9. Sites de BESSINES, MONTMASSACROT, BELLEZANE, MARGNAC, FANA Y (Haute-Vienne) Le sile de BESSINES a été le siège d'exploitations minières et est le site de l'usine SIMO qui traite les minerais de la division minière de La CROUZILLE. L'usine fonctionne depuis 1958; elle a produit à fin 1990 environ 25.000 t d'uranium. Les résidus fins provenant du traitement en usine sont stockés dans plusieurs bassins: - bassin de LA VAUGRASSE 5,7 Mt 141 TBq de Ra 226, - ancienne exploitation du BRUGEAUD 5,8 Mt 125 TBq de Ra 226. En outre 1,1 Mt de sable ont servi à remblayer une partie des mines souterraines. Depuis 1987 ces résidus sont envoyés sur les sites de MONTMASSACROT et de BELLEZANE, à quelques kilomètres au sud de Bessines, où ils sont stockés dans d'anciennes exploitations à ciel ouvert. Il y a 0,7 Mt à Montmassacrot avec 19 TBq de Ra 226 et 0,8 Mt à Bellezane avec 21 TBq de Ra 226. Sur les sites du Brugeaud et de la Croix du Breuil à Bessines, il y a également des résidus de lixiviation représentant au total 8,4 Mt et 14,4 TBq de Ra 226. Les installations de Bessines sont réglementées par un arrêté du préfet de la Haute- Vienne du 2 août 1990. Les sites de Montmassacrot et de Bellezane sont réglementés par des arrêtés respectivement du 19 novembre 1986 et 17 novembre 1988. Comme sur d'autres sites, notons que pour Bessines l'arrêté pris au titre de la législation des installations classées ne vise pas les rubriques 385 pour les stockages des déchets de l'usine. Il faut noter qu'il y a sur le site de Bessines des déchets radioactifs provenant d'autres sites. (suite)
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De 1973 à 1978 des déchets de l'usine du Bouchet ont été transportés à Bessines. Au total il y a 9.500 t de résidus de traitement de l'usine du Bouchet soit 2,7 TBq de radium 226, ce qui est très faible comparé aux déchets de l'usine de Bessines (plus de 11 Mt ). Il y a également 16.800 t de terre et gravats et 1.900 t de ferraille provenant du démantèlement du Bouchet (0,7 TBq alpha). De 1968 à 1971, 18.000 fûts de déchets uranitères enrichis en U235, en provenance de Pierrelatte, ont été enfouis à Bessines, le total représente moins de 1,5 kg d'uranium 235. Sur le site de MARGNAC, ancien site minier, ont été stockés de 1975 à 1989, plus 176.000 fûts écrasés venant de COMUREX (MALVESI), ayant contenu de l'uranate. Avant 1982 ces fûts étaient écrasés après un lavage grossier et depuis 1982 ils font l'objet d'un lavage poussé (ce qui permet dans certains cas de les renvoyer en aciérie). Au total 176.000 fûts écrasés d'une masse de 4.226 t et une activilé de 0,22 TBq ont été enfouis à Margnac. Sur le site de FANAY, ancien site minier, des fûts écrasés provenant de l'usine du Bouchet ont été stockés; il y a 400 m3 de fûts écrasés avec une activité de 0,01 TBq. 10. Site de CADARACHE Sur le site CEA de Cadarache, la COGEMA est responsable d'un stock de nitrate de thorium de 2 245 t de thorium, conditionné dans 21 700 fûts avec une activité totale de 71,8 TBq. Ce stockage réalisé dans un hangar fermé est réglementé par un arrêté préfectoral du 13 octobre 1986. 11. Autres stockages miniers La société Total Compagnie Minière Française (TCMF) est responsable de plusieurs sites miniers: - JOUAC en Haute-Vienne, le stockage des résidus représente 900.000 t et 52 TBq de radium 226, ce qui est supérieur au seuil de classement en INB; - la RIBIERE dans la Creuse: 200.000 t de résidus contenant moins de 1 TBq de Ra 226; - BERTHOLENE dans l'Aveyron: 310.000 t de résidus contenant 5,6 TBq de Ra 226; - SAINT-PIERRE-du-CANTAL dans le Cantal: 570.000 t de résidus contenant 7,9 TBq de Ra 226. C - Déchets faiblement radioactifs au CEA 1. Pratique générale du CEA D'une façon générale les règles actuelles pour le tri des déchets considérés comme non radioactifs sont pour la contamination surfacique: 0,04 Bq/cm2 pour les émetteurs a, 4 Bq/cm2 pour les émelteurs b-g, et pour l'activité volumique: 1 Bq/g pour les émetteurs a, 10 Bq/g pour les émetteurs b,-g à l'exception des gravats pour lesquels la valeur limite de 74 Bq/g est souvent utilisée. 2. Site du BOUCHET - commune d'ITTEVILLE (Essonne) L'usine du Bouchet a produit de l'uranium et du thorium jusqu'en 1970. De 1971 à 1979 le Centre d'Etudes Nucléaires de Saclay a procédé à l'assainissement du site: - les déchets les plus actifs ont été envoyés au centre de stockage de la Manche (hydroxydes et sulfates de plomb raditères - 2.135 t contenant 400 curies de radium); p.22
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| - les déchets d'attaque
de minerai, des terres, gravats et ferrailles contaminés ont été
envoyés à la division minière de La Crouzille:
- stériles 9.500 t: 45 curies de radium - terres et gravats 16.800 t: 11 curies de radiumferrailles 1 900 t ferrailles 1.900 t: 1 curie de radium (Voir ci-dessus au § B-9 BESSINES). - des terres et gravats d'activité massique inférieure à 2 microcuries/kg (74 Bq/g) (d'activité moyenne 0,2 microcurie/kg) ont été envoyés à la décharge de MONTBOUCHET, commune du COUDRAY-MONTCEAUX: plus de 36.000 t contenant 1 curie, - des terres et gravats analogues ont été utilisés dans les remblais de l'autoroute A87 à Chilly-Mazarin et Longjumeau: 2.750 t avec une activité de 0,2 curie. Sur le site du Bouchet il est resté: - un bassin de décantation contenant 22.000 t de résidus, boues de décantation et remblais divers, - un dépôt contenant 5.000 t d'hydroxydes et résidus divers. Le bilan effectué à l'époque (1971) évaluait la quantité de radium à environ 25 curies. En 1979 le CEA a choisi de laisser sur place les dépôts. Un projet de recouvrement de ces stockages par de la terre pour réduire les émissions de radon a été présenté par le CEA au préfet de l'Essonne début 1990. En avril 1990 se développa une campagne mettant en cause la régularité de la situation de ce dépôt et les risques qu'il pouvait faire courir à l'environnement. A l'initiative du maire d'ITTEVILLE, une commission présidée par le professeur SERGOLLE a réuni des représentants du CEA, des Amis de la Terre, de la CRIIRAD et de l'administration. Le professeur SERGOLLE a estimé qu'il convenait pour abaisser les émission de radon de réaliser un recouvrement permettant de réduire d'un facteur 100 le taux de diffusion du radon. Des mesures de radon devront être faites avant et après ces travaux. 3. Sites de SACLAY et de SAINT -AUBIN (Essonne) a) L'Orme des Merisiers - commune de SAINT-AUBIN De 1965 à 1976 cet ancien site de décharge d'ordures a servi de dépôt pour les boues de traitement des eaux du centre de Saclay. Ces boues contenaient des traces de tous les radio-éléments servant aux études du centre à des concentrations en général assez faibles (1 Bq/g), mais parfois plus élevées. De 1965 à 1973 une partie du site a servi d'aire de stockage pour des blocs de béton contenant des déchets radioactifs du centre de Saclay. Ces blocs ont été envoyés, depuis, au centre de la Manche, mais certains blocs fissurés ont entraîné une contamination de l'aire de stockage. En 1989, 1.800 m3 de boues ont été envoyés à la décharge ST-ANEXEL à Bailleau-Armenonville en Eure-et-Loir. En septembre 1990 des prélèvements de terre sur le site de stockage des boues analysés par la CRIIRAD ont montré la présence de plusieurs radioéléments, dont du plutonium. Une commission présidée par le professeur GUILLAUMONT a été nommée par le préfet de l'Essonne. Celte commission a recommandé que les parties les plus contaminées du terrain soient traitées de façon à être protégées contre le ruissellement et l'érosion en attendant d'être enlevées et stockées dans un site adéquat en conformité avec les dispositions réglementaires. Ce site a également reçu 934 fûts de 200 l de déchets divers provenant de l'assainissement de l'usine de la CICAF à Corbeville (commune d'Orsay). Celte usine avait fabriqué, de 1950 à 1965, des pastilles d'oxyde et de carbure d'uranium. (suite)
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Les quantités de substances radioactives présentes sur le site de l'Orme des Merisiers étant en faible quantité et dans une zone superficielle, le site devrait être assaini et les substances radioactives envoyées dans des installations dûment autorisées pour les recevoir. b) Sur le site de Saclay des blocs bétonnés de déchets radioactifs (18.000 environ et 60.000 t) ont été stockés jusqu'en 1979, date de leur évacuation vers le site de la Manche sur une zone dite "EBLIS". Ces terrains contaminés ont été assainis entre 1982 et 1983: - 109 m3 dont l'activité massique était supérieure à 74 Bq/g ont été évacués vers le centre de la Manche (1,9 curies principalement de cesium 137), - 500 m3 d'activité massique plus faible sont stockés dans le merlon de protection de cyclotron de l'ORIS, - 400 m3 ont été utilisés dans le merlon de protection du stockage des réservoirs d'hélium. c) Dépôts de blocs de béton 3.127 blocs de béton contenant des déchets radioactifs ont été utilisés à la construction de bâtiments (116, 156, 196) ou de protections biologiques (bâtiment 126), ou placés dans une fosse au bâtiment 198. 4. Centre de Fontenay-aux-Roses (Hauts-de-Seine) - Usine pilote d'extraction du plutonium. Cette usine a fonctionné de 1954 à 1957 et a été démantelée de 1959 à 1962. Les déchets dits technologiques (3.200 t) ont été envoyés à Saclay. Les terres et gravats contaminés ont été mis en fûts et envoyés à Saclay (1.280 m3) ou sur le site du Bauzot. Les terres et gravats non contaminés (15.700 m3) ont été mis en décharge. - Démantèlement des réacteurs TRITON et NEREIDE (INB n°10). Ces deux réacteurs de recherche ont été arrêtés en 1982. Ils ont fait l'objet d'un démantèlement, mais le bassin n'a pas été complètement décontaminé et a été réglementé comme installation classée par le préfet en 1987. Les déchets éliminés (béton, ferrailles, ... ) ne contenant pas plus de 0,55 Bq/g en a et 0,87 Bq/g en b, 330 t de blocs de béton ont été réutilisés dans d'autres installations du CEA, 900 t de blocs de béton et gravats ont été mises en décharge, 240 t de ferraille et câbles électriques ont été cédées à des ferailleurs. 5. Centre de Grenoble - Démantèlement de l'atelier d'enrichissement de l'uranium par voie chimique (entre 1986 et 1991). Parmi les déchets, on note: - 112 t de déchets divers à moins de 1 Bq/g et moins de 10 ppm de mercure sont allées en décharge à Saint-Quentin-en-Isère, - 240 t de déchets divers à moins de 1 Bq/g, mais contenant de 10 à 100 ppm de mercure sont allées à la décharge de classe 1 de Bellegarde (Gard), - 54 t de ferraille contaminée à plus de 1 Bq/g ont été envoyées à SOCATRI pour décontamination à moins de 1 Bq/g et seront ensuite envoyées en aciérie, - 214 t de ferraille contaminée à moins de 1 Bq/g ont été envoyées en aciérie. 6. Centre de Pierrelatte Le démantèlement des ateliers de traitement chimique est en cours. 2.118 fûts ont été expédiés à l' ANDRA, 240 m3 de gravats douteux ont été conservés sur le site, 10 t de déchets ont été mis en décharge à Donzère, 400 t de ferraille ont été revendues, 40 t de mercure ont été revendues. Il reste 45 t de déchets qui ont été refusés par l'ANDRA, car ils contiennent du mercure, ces déchets devront être démercurisés avant envoi à l'ANDRA; le centre cherche une solution qui ne soit pas trop coûteuse. p.23
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| 7. Démantèlements
en cours au CEA
Le dossier du CEA mentionne les démantèlements suivants: - réacteurs Rapsodie à Cadarache, - réacteurs GI, G2 et G3 à Marcoule, - atelier ATl à La Hague - laboratoire RM2 à Fontenay-aux-Roses, - atelier Elan IIB à La Hague, - cellules 22, 23, 24 de l'ORIS à Saclay, - réacteur EL4 à Brennilis, - usine basse et moyenne à Pierrelatte. D - Autres installations du cycle du combustible En dehors des installations minières et de concentration de l'uranium qui ont fait l'objet du dossier examiné au chapitre B, la COGEMA exploite d'autres installations, en particulier à Marcoule, La Hague, Pierrelatte. Les déchets les plus radioactifs sont envoyés à l'ANDRA. Des déchets de démantèlement de Marcoule ont été remis à des récupérateurs de métaux après décontamination avec des activités massiques inférieures à 1 Bq/g (a) et 10 Bq/g (b-g) et des activités surfaciques inférieures à 0,2 Bq/cm (a) et 1 Bq/cm2 (b-g). Entre 1968 et 1971, 1.770 m3 de déchets divers de Pierrelatte ont été envoyés sur le site de la mine du Brugeaud (Hte- Vienne). 2. COMURHEX L'activité principale de l'usine de Malvesi est de raffiner les concentrés d'uranium naturel venant des usines de préparation de minerais d'uranium. Les fûts ayant contenu l'uranium ne sont pas réutilisés. De 1975 à 1989, 176.000 fûts ayant contenu de l'uranate ont été plus ou moins bien décontaminés, écrasés et envoyés sur les sites de MARGNAC et FANAY en Haute-Vienne (voir cidessus, § B-9). Il y a eu au total 4.226 t de fûts écrasés avec une activité totale de 0,22 TBq. Depuis 1989 COMURHEX procède à une décontamination plus poussée de ces fûts, ce qui limite les quantités de déchets qui sont maintenant stockés sur le site de Malvesi. Le raffinage du minerai produit des effluents qui entrainent une petite fraction de l'uranium (actuellement 0,05% de l'uranium traité). Ces effluents sont décantés dans plusieurs bassins: - dépôt solide des lagunes 1 et 2: 200.000 t contenant 275 t d'uranium, - dépôt liquide des lagunes 4,5,6 et 7: 70.000 m3 contenant 35 kg d'uranium. L'usine est réglementée par un arrêté préfectoral du 10 février 1986. Il existe en outre sur le site de Malvesi un dépôt contenant 20.000 m3 de déchets industriels divers dont certains faiblement radioactifs. L'usine de Pierrelatte de la société COMURHEX a fait entreposer des déchets provenant du lavage des gaz résiduels de procédés conditionnés en fûts de 200 l sur la décharge de SOLERIEUX (Drôme): Au total 23.000 t contenant 70 ppm d'uranium en moyenne, soit 1,6 tonnes d'uranium. 3. EURODIF - Pierrelatte (Drôme) et SOCATRI - Bollène (Vaucluses) La station d'épuration d'EURODIF et SOCATRI sur le site de Pierrelatte produit des boues de fluorine. Ces boues contiennent moins de 500 mg/kg d'uranium, soit moins de 20 Bq/g. Elles sont mises en décharge à Bellegarde (Gard), décharge de classe exploitée par FRANCE-Déchets. Les quantités mises en décharge sont de 600 à 800 t/an. (suite)
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4. SICN - VEUREY-VOROIZE (Isère) La réponse de cette société ne précise pas si elle a et ce qu'elle fait des déchets faiblement radioactifs. (!) 5. FBFC - Romans et Pierrelatte (Drôme) De 1985 à 1990 cette société a expédié 5.192 fûts de 200 1 de fluorure de calcium à la décharge CHAMBARD à Saint-Paulles-Romans. La réponse de FBFC ne donne pas d'indication sur l'activité de ces déchets. 6. SOMANU - Maubeuge Les déchets radioactifs sont évacués par l' ANDRA. E - Les centrales électronucléaires (EdF, NERSA, SENA) Pour les liquides Edf considère comme non radioactifs les liquides dont l'activité g volumique est inférieure à 3,7 Bq/l. Pour les solides le seuil est en activité g totale 2 à 3 fois le bruit de fond et 3,7 Bq/cm2 en contamination b. Comme exemple d'opérations récentes, EDF mentionne le cas d'un lot de calorifuge de la centrale de Chinon qui a été envoyé en décharge de classe 1 près d'Angers avec l'accord du SCPRI, l'activité étant inférieure à 1 Bq/g. Ces déchets avaient donc une radioactivité extrêmement faible, mais étaient dangereux du fait de la présence d'amiante. Cette solution ne pourra pas être reconduite pour les opérations de démantèlement des centrales nucléaires. En effet si l'on retient des règles exagérément sévères pour ces opérations, on aboutira à un volume de déchets gigantesque dont l'élimination serait extrêmement coûteuse, sans intérêt et conduirait à saturer les sites de stockage de l'ANDRA. Cette question est d'autant plus urgente que les réacteurs de la filière graphite-gaz sont déjà arrêtés ou le seront prochainement et donc que le problème du démantèlement de ces réacteurs est posé. F - Le traitement des déchets radioactifs d'origine médicale. Pour les installations médicales, outre l'autorisation préalable du Ministre chargé de la Santé pour les équipements lourds, la détention et l'utilisation de radio-éléments artificiels sont assujettis, en application de l'article R 5234 du Code de la Santé publique, à autorisation ministérielle après avis de la 1ère section de la commission interministérielle des radioéléments artificiels (CIREA). D'autre part, ces installations sont soumises à la procédure de l'agrément en application de l'arrêté du 23/4/1969 relatif aux installations utilisant les rayonnements ionisants à des fins médicales pour garantir la protection rapprochée du personnel et la protection de l'environnement. * Elimination locale des déchets Au-delà des limites fixées par l'Avis paru au JO du 6/6/1970, l'élimination sur place, après tri, est possible dans des limites clairement codifiées: - Les déchets combustibles peuvent être traités dans un incinérateur ordinaire si l'activité journalière ne dépasse pas 10 fois les valeurs précitées. - Les déchets qui ne contiennent que des radioéléments de période courte (plus petite que 100 jours) et, en particulier, inférieure à 8 jours, peuvent être stockés sur place, dans des conditions bien définies de protection, jusqu'à un niveau de décroissance suffisant. Cela concerne essentiellement en médecine nucléaire I125 (T = 60 jours) et I131 (T= 8 jours). p.24
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| * Enlèvement des déchets
Tous les autres déchets radioactifs doivent être enlevés après accord du SCPRI. Cela concerne surtout en médecine le H3 (12,26 ans) et le C14 (56,40 ans) contenus dans les solvants des scintillateurs liquides. L'enlèvement est ensuite effectué par l'ANDRA en respectant les grandes catégories suivantes: Sources non scellées - déchets solides non putrescibles, - déchets solides putrescibles, - déchets mixtes incinérables, - déchets solides à incinérer, - déchets liquides àqueux, - huiles. Les conditions de tri par l'utilisateur sont codifiées, les emballages normalisés sont fournis par l'ANDRA. Le volume des déchets provenant du secteur médical reçu par l'ANDRA est de l'ordre de 500 m3/an. Cette gestion permet d'éliminer le maximum de déchets sur place, après stockage éventuel, et de limiter le volume des déchets à enlever. La personne compétente en radioprotection (art. 17 du décret 1103 du 2/10/1986) doit veiller à la bonne exécution des prescription réglementaires. - usines de production des terres rares, - anciennes installations de production ou d'utilisation de radioéléments, - décharges ayant reçu des déchets radioactifs. 1. Usines de production de terre rares Les usines produisant des terres rares utilisent des minerais contenant de l'uranium et du thorium. * Usine de Rhône-Poulenc - La Rochelle Cette usine produit plusieurs types de déchets radioactifs: - des résidus de type 1 (de l'ordre de 1.200 t/an) contenant 1% de thorium, 0,7 /1.000 d'uranium, plus de 3.000 Bq/g de Ra 228, près de 500 Bq/g de Ra 226, etc. - des résidus de type II (de l'ordre de 6.600 t/an) moins radioactifs: 1% de thorium, 0,5 0/00 d'uranium, 23 Bq/g de Ra 228, 3 Bq/g de Ra 226, etc. Un projet de mélange de ces déchets avec des fines stockées sur le site de l'Ecarpière (Loire-Atlantique) est à l'étude. Les résidus de type II sont effectivement comparables aux résidus de traitement de l'uranium, par contre les résidus de type 1 sont beaucoup plus radioactifs. La DRIRE de Haute-Normandie a signalé un problème analogue, mais probablement de taille plus faible pour l'Usine ATOCHEM de SERQUIGNY dans l'Eure. 2. Anciennes installations de production ou d'utilisation de radioéléments 2.1 - Laboratoire d'Arcueil (Val-de-Marne) Ce laboratoire a été créé en 1933 par l'Université de Paris pour Marie CURIE. Il a été utilisé jusqu'en 1975 et il en est resté une forte contamination en Ra 226, Pb 210 et Pa 231. La décontamination n'a été faite que sur une partie des bâtiments. Les bâtiments sont inoccupés depuis 1980, mais gardiennés. L'université Paris-VI a pris les mesures d'urgence nécessaires, notamment pour éviter les intrusions sur le site. (suite)
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Le 31 juillet 1990, le préfet du Val-de-Marne a pris un arrêté mettant en demeure conjointement l'Université Paris-VI et l'Institut Curie de remettre en état le site. Cet arrêté aurait été attaqué devant le Tribunal administratif, les deux organismes se rejetant la responsabilité. Sans entrer dans ce débat juridique, il est nécessaire que les travaux de remise en état du site soient rapidement réalisés. 2.2 - Société Nouvelle du Radium à Gif-sur- Yvette (Essonne) Cette société créée au début du siècle a cessé toute activité vers 1955-1956. Diverses décontaminations ont été effectuées de 1969 à 1975: 124 fûts de 200 1 de stériles miniers ont été expédiés à Bessines en 1970, des déchets de radium ont été envoyés au centre de la Manche, 1.700 m3 de gravats contenant 210 millicuries de Ra 226 ont été envoyés dans les fouilles de l'A 87 à Chilly-Mazarin, 75 m3 à Montbouchet. 2.3 - Société d'Etudes d'application du radium à Bandol (Var) Il faudrait recueillir des informations et, si besoin, faire des mesures sur ce site. 2.4 - Société FRAPOLUX à Thise, UNIVERSO et FRALSEN à Besançon, MORTEAU CADRANS à Les Pins (Doubs). Il s'agit d'anciens fabricants de cadrans de montres; il faudrait recueillir des informations et, si besoin, faire des mesures sur ces sites. 3. Décharges ayant reçu des déchets faiblement radioactifs Plusieurs sites de décharge ayant reçu des déchets très faiblement radioactifs ont été signalés dans cet inventaire en examinant les divers producteurs de déchets: - décharge de MONTBOUCHET, Le COUDRA Y-MONTCEAUX (91), déchets provenant du site du Bouchet, - décharge STANEXEL à BAILLEAU-ARMENONVILLE (28), boues provenant de la déposante de l'Orme-des-Merisiers à Saint-Aubin, - décharge de classe 1 de Bellegarde (30), déchets provenant de CENG et SOCA TRI, - décharge de Saint-Quentin-en-Isère (38), déchets provenant de CENG, - décharge à DONZERE (26), déchets de Pierrelatte, - décharge CHAMBARD à SAINT-PAUL-LES-ROMANS (26), déchets provenant de FBFC, - décharge de classe 1 près d'Angers à CHAMPTEUSSE -sur- BACONNE (49), calorifuges provenant de Chinon. Il faut en outre signaler le cas de la décharge de MENEVILLE (Pas-de-Calais). Il s'agit d'une décharge dite de classe 1 régulièrement autorisée. En décembre 1987, les services de l'Etat ont été alertés à la suite de la découverte de sacs de déchets venant des Pays-Bas, portant le "trèfle", étiquetage des substances radioactives. Des analyses ont révélé une radioactivité de 300 Bq/g, radioactivité assez faible, mais l'apport de tout déchet radioactif est interdit par l'arrêté préfectoral. Les déchets non encore enfouis ont été renvoyés aux Pays-Bas; 7.200 tonnes sont enfouies sous plusieurs mètres de terre. p.25
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C'est le cas, en particulier, des aiguilles de radium qui ont été utilisées autrefois en médecine, des paratonnerres qui contenaient du radium ou de l'américium et des stimulateurs cardiaques au plutonium. 1. Aiguilles de radium On peut estimer à moins de 60 curies le radium qui a été distribué en France. Les unités utilisées en médecine avaient des activités de l'ordre du millicurie pour les aiguilles, jusqu'à 250 millicuries pour les plus gros tubes. Le SCPRI et le CEA en ont, à l'heure actuelle, récupéré chacun environ la moitié. Il ne peut en rester au maximum que quelques curies. Le SCPRI a lancé une nouvelle annonce dans les journaux professionnels pour en provoquer le retour afin que les derniers détenteurs régularisent leur situation. 2. Paratonnerres 30.000 paratonnerres contenant des sources d'américium ou de radium ont été produits. Depuis 1986 l'emploi de substances radioactives est interdit dans les paratonnerres. S'il n'y a pas de problème de radioprotection lorsque le paratonnerre est au sommet d'un bâtiment dans un endroit en général inaccessible, il y a un risque lorsqu'on démonte le paratonnerre que la source radioactive soit purement et simplement envoyée avec les ferrailles et vieux métaux en récupération. 3. Stimulateurs cardiaques Sur les 850 stimulateurs cardiaques contenant du plutonium 238, quelques-uns ont été perdus. Actuellement le plutonium n'est plus utilisé pour cet usage. |
I.1. Phosphogypses Les minerais de phosphate contiennent de l'uranium qui se retrouve pour une part dans les engrais eux-mêmes et pour une part dans les phosphogypses qui sont stockés dans les usines de la Basse-Normandie ou du Nord. Par contre, il existe encore quelques rejets de phosphogypse dans les cours d'eau ou en mer en Basse-Seine et à Roches-de-Condrieu (Isère). Les minerais phosphatés contiennent souvent de l'ordre de 150 ppm d'uranium, d'où une activité a qui est en générale comprise entre 7,5 et 12 Bq/g. L'activité a des phosphogypses est en général inférieure à 10 Bq/g, mais il serait souhaitable d'avoir des mesures de radioactivité sur les déchets mis en stock ou sur les rejets dans les eaux. I.2. Charrées de chrome de Rhône-Poulenc à Wattrelos (Nord) Il serait nécessaire d'avoir des mesures non seulement sur les quantités de radioéléments présents sur ce site, mais également sur le rejet, car ce terril est à l'origine d'un gros rejet de chrome; il y a donc probablement aussi un rejet radioactif. Classiquement, le système de protection radiologique repose sur des principes fondamentaux qui sont essentiellement l'optimisation de la protection liée aux sources, la limitation des expositions individuelles liées aux personnes et la vérification de l'efficacité des solutions retenues par une surveillance appropriée. p.26a
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| La première étape
consiste à considérer le champ d'application du système
de protection. Le plus simple est d'envisager les cas dans lesquels il
ne s'applique pas, soit du fait d'interdiction, soit du fait d'exemption.
L'interdiction de certaines pratiques concernant les déchets radioactifs
se justifie pleinement sur le plan technique. Il ne serait pas raisonnable
de permettre le stockage en surface, sans confinement de déchets
radioactifs contenant des radionucléïdes très toxiques
à des teneurs et des quantités très élevées.
Il ne serait pas acceptable non plus de permettre l'utilisation à
des fins banales, sans aucune restriction d'accès de dépôts
radioactifs importants susceptibles d'entraîner sur le site même
des potentialités élevées d'irradiation externe ou
de contamination radioactive. L'exemption, à l'inverse, est absolument
nécessaire à mettre en œuvre parce que tout déchet,
quel qu'il soit, est radioactif du fait de la présence d'éléments
radioactifs naturels. Il est donc indispensable pour les autorités
compétentes de fixer des niveaux d'exemption appropriés,
pour les différentes catégories de substances radioactives,
pour les types variés de conditionnement des déchets, compte
tenu des possibilités de dispersion de la radioactivité et
d'atteinte des travailleurs ou des populations.
La seconde étape vise à prendre en compte les déchets radioactifs qui ne sont exclus ni par interdiction ni par exemption. L'application du système de protection est obligatoire en respectant les principes généraux mentionnés ci-après: optimisation de la protection au niveau des sites de stockage, limitation de l'exposition des travailleurs et du public, vérification de l'efficacité par une surveillance adéquate. Il y a grand avantage à utiliser des méthodes souples et progressives pour résoudre les problèmes posés. L'usage de limites rigides ne saurait tenir compte de la diversité des radionucléïdes, de la multiplicité des conditionnements, de la complexité des voies de transfert des sites de stockage aux populations, de la variété des modalités d'exposition et des incertitudes des corrélations entre les expositions et leurs conséquences sanitaires. Aussi la mise en œuvre de niveaux de référence apparaît de loin préférable. A titre d'exemple, des niveaux d'investigation permettent de déceler les fuites radioactives éventuelles, d'apprécier les voies de transfert prédominantes, d'estimer les expositions normales ou potentielles des populations. |
De même, des niveaux d'intervention
convenables permettent d'établir des degrés raisonnables
dans l'échelle des actions possibles ou nécessaires pour
remédier à des situations jugées comme peu ou pas
satisfaisantes. Ainsi, par le jeu judicieusement combiné de niveaux
d'investigation et d'intervention, on peut respecter les principes généraux
de la protection radiologique pour la gestion satisfaisante des déchets
radioactifs.
Problèmes particuliers posés par les déchets radioactifs. Le premier problème est relatif au traitement qui devrait être différent des déchets radioactifs dits naturels et des déchets radioactifs dits artificiels. Le nombre et la quantité des premiers est telle que les considérations économiques et sociales prennent une importance considérable qui infléchit les solutions vers le raisonnable.* Pour ce qui concerne les déchets radioactifs dits artificiels, il convient d'envisager séparément le cas des résidus inutilisables stockés sans perspective d'intérêt ultérieur et le cas des matières provenant du démantèlement, dont les métaux en particulier peuvent être réintroduits dans l'industrie et redistribués dans le commerce. Il faudra tenir compte des irradiations subies par les travailleurs dans l'industrie, et par le public du fait de l'utilisation des produits fabriqués. Enfin, un problème souvent posé par les déchets radioactifs est celui des estimations de risque à long terme. Les difficultés tiennent aux incertitudes multiples liées à la résistance des confinements, à la lenteur de la dispersion des substances radioactives, à l'évolution de la démographie, des mœurs et du coût futur des affections radiopathologiques. Mais des intégrations graduelles et des optimisations appropriées devraient permettre une approche raisonnable de ces sujets. Ainsi, malgré la multiplicité des paramètres et la complexité de séquences allant des dépôts de déchets radioactifs aux personnes exposées normalement ou potentiellement, les méthodes modernes d'optimisation, l'utilisation judicieuse des niveaux de référence et la vérification des résultats par une surveillance rationnelle peuvent permettre de résoudre de façon satisfaisante la gestion des déchets radioactifs. * souligné par la Gazette p.26b
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