Préambule
Un quart de siècle plus tard, on doit s'interroger sur la démarche
scientifique qui a conduit au choix du site de Digulleville pour y créer
le premier centre de stockage de déchets radioactifs. Au regard
des critères de sûreté actuels, il est vraisemblable
que ce site, traversé dans sa largeur par une importante faille
et présentant des conditions hydrogéologiques très
défavorables, n'aurait certainement pas été retenu.
Lié au développement de l'usine de retraitement, il résulte
d'un processus empirique qui nous renvoie l'image du citoyen-jardinier.
Ce dernier, pour se débarrasser de ses déchets végétaux,
choisit généralement la solution pratique de les entasser
au bout de son terrain...
Aujourd'hui, 526.650 m3 de déchets radioactifs sont empilés
sur les 12 ha du Centre Manche [l] alors qu'il est envisagé d'en
entreposer moins du double mais sur une surface 8 fois plus grande sur
le Centre de l'Aube [2].
Un dossier d'enquête
étrangement dosé
Sur la forme, le document est particulièrement volumineux et risque
de décourager le plus motivé des citoyens qui devra prendre
plusieurs journées entières de congés pour légitimement
s'informer. La densité d'information (près de la moitié
du nombre de pages) sur la géologie, la climatologie, l'économie
rurale et industrielle, la population... est impressionnante et sans aucun
doute intéressante. Seulement, un tel soucis de précision
et de détail n'existe pas pour ce qui est de l'état radiologique
du site ou encore des méthodes employées pour déterminer
l'impact sanitaire du CSM au cours de ses différentes phases. A
titre d'exemple, on trouve pas moins de 21 tableaux et 9 figures pour exposer
la situation climatique dans le secteur, mais seul un tableau chiffré
pour rapporter la capacité radiologique du site.
Une situation de référence
pour le moins discutable
Le «point zéro radioécologique» pris en
référence est celui de l'année 1991. S'agissant d'un
point encore marqué par une contamination significative du site
et de l'environnement, il nous semble plus judicieux de prendre en référence
l'état radioécologique initial du site c'est-à-dire
avant 1969. Si cela n'a pas été fait à l'époque,
les activités étant étroitement liées, le point
zéro fait pour l'usine de retraitement est tout a fait adapté.
Le document d'enquête cite l'ensemble des laboratoires effectuant
une surveillance de l'environnement du CSM à l'exception de... l'ACRO.
Attitude regrettable quand on se souvient que c'est précisément
en 1991 que l'ACRO révélait la présence dans la Ste
Hélène de points de contamination en Cs 137 dix à
trente fois plus élevés que ce qui était habituellement
observé. Et c'est aussi cette même année que, sous
l'égide de la CSPI3 et d'INTECHMER, une campagne d'intercomparaison,
impliquant ACRO/SPR-COGEMA [4]/LDA [5] et portant sur la Ste
Hélène, a confirmé les mesures de l'ACRO. Le lecteur
assidu du document d'enquête ignorera tout de ces informations qui
ont pourtant conduit les exploitants à une intervention de retrait
d'anciennes canalisations en bordure du site.
Par ailleurs, la situation de référence présentée
par l'exploitant contient des interprétations, à notre avis,
erronées. Les eaux de surface continentales contiennent en général
des activités en Tritium < 1 Bq/l.
Aussi le point R34bis (39 Bq/1 de Tritium)
représente bien une contamination artificielle et non «un
niveau de radioactivité naturelle». Par la même, ce
point remet en cause la conclusion du document selon laquelle le versant
sud ne serait pas affecté par le Centre.
La construction du CSM est
le fruit d'une démarche empirique
Dans tout processus industriel, on définit une phase de recherche
puis une phase d'étude pilote avant la phase de développement
industriel. Dans le cas du Centre Manche, on a brû1é les étapes
et procédé selon une démarche tout à fait empirique.
C'est peut-être là un point positif du dossier d'enquête
que d'avoir décrit une évolution du CSM en trois périodes
qui soulignent bien une telle démarche (voire tableau I).
Malheureusement cette description reste assez sommaire. Il serait souhaitable
d'avoir en parallèle les différentes prescriptions techniques
et recommandations émises par les autorités de sûreté
au cours de l'exploitation du site. Ces informations pourraient par ailleurs
être rapportées en liaison avec les problèmes et incidents
rencontrés durant ces 25 années.
(suite)
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suite:
En effet, en
dehors de «l'incident Tritium de 1976»,
ces demiers ne sont à aucun moment évoqués. Ils permettraient
pourtant de comprendre les origines des contaminations en émetteurs
bétagamma et en émetteurs alpha régulièrement
exposés dans les études radioécologiques de l'IPSN
et toujours notables aujourd'hui dans l'environnement.
Par ailleurs, cet «incident Tritium
de 1976» n'est que mentionné et non pas traité
en détail. Aussi, il subsiste un doute important quand à
la nature des déchets stockés au sein de la tranchée
TB2. Pour admettre une rupture de confinement conduisant à une libération
aussi massive de Tritium dans l'environnement,
il se pourrait qu'une partie au moins de ces déchets ait été
de nature liquide, ce qui serait en contradiction grave avec le décret
d'autorisation de création.
Enfin, si le document admet bien l'existence de rejets d'effluents liquides
dans un exutoire (la Ste Hélène) jusqu'en mars 1988 - alors
qu'aucune autorisation de rejet ne le permettait -cela est fait avec une
série d'imprécisions dans les termes employés. Ainsi,
on peut lire que «l'eau des différents regards était
rejetée par pompage... sauf en cas de dissémination radioactive
significative»... Doit-on entendre massive [6] ?
Ligne suivante : «les eaux des installations industrielles
pouvaient être reprises par le camion-citerne du C.E.A.».
Mais
ont-elles été effectivement reprises et dans quelles
circonstances? On est en droit de se poser la même question quand,
plus loin, le document indique qu'un transfert d'effluents était
possible vers STE7 et «qu'INFRATOME a pu l'utiliser en
cas de besoin»...
Au passage, on pourra s'interroger sur les différences dans les
autorisations qui pourtant s'adressent à 2 installations ayant exactement
le même objectif. Nous avons déjà souligné,
en préambule, que la densité de stockage sera 4,5 fois plus
forte sur le C.S.M. que sur le C.S.A. On notera également que le
décret d'autorisation du C.S.A. stipule que «l'installation
sera conçue, réalisée et exploitée pour ne
pas rejeter d'effluents radioactijs liquides ou gazeux pendant les phases
d'exploitation et de surveillance»... Ce n'est pas le cas du
C.S.M.
Le CSM n'est pas conforme
aux règles fondamentales de sûreté
La R.F.S. no 1-2 du 19 juin 84 (révision 1 du 08-11-82)
définit les objectifs de sûreté et les bases de conception
pour les centres de surface destinés au stockage à long terme
de déchets radioactifs solides de période courte ou moyenne
et de faible ou moyenne activité massique.
La R.F.S. 1-2 établit les limites en émetteurs alpha (une
des conditions essentielles de la sûreté intrinsèque)
à ne pas dépasser pour ce type de stockage:
- activité
massique moyenne pour l'ensemble des colis:
0,01 Ci a/tonne (370 MBq a/tonne)
- activité
massique maximale pour chacun des colis:
0,1Ci
a/tonne
(3,7 GBq a/tonne)
- sans
pouvoir en aucun cas dépasser
0,5Ci
a/tonne
(18,5 GBq
a/tonne)
L'inventaire présenté dans le document d'enquête est
pour le moins succinct. La capacité radiologique du C.S.M. tient
en un seul tableau (T-III-6-3).
Si les activités béta-gamma doivent être définies
à la date d'arrivée dans l'installation, les activités
alpha sont calculées au terme de 300 ans (entrée en banalisation).
Le calcul que nous avons fait (tableau II) souligne que la capacité
radiologique alpha est dépassée de 40% en moyenne sur l'ensemble
du site [8]. C'est là une contradiction grave avec la Règle
Fondamentale de Sûreté. Alors que l'on admet que ce type de
centre de stockage doit être banalisé «avant 300
ans», il est clair, compte tenu de la capacité alpha qui
est le principal facteur limitant, que le C.S.M. ne peut être banalisé
avant 800 ans, soit un demi millénaire de plus que prévu!
Cela n'est bien sûr pas sans conséquences sur les affirmations
de fiabilité quand à la conservation de l'archivage et donc
de la mémoire [9] du site.
Alors que le document d'enquête exhibe de très nombreuses
fois des cartes du C.S.M. dans sa configuration superficielle, aucune carte
n'est présentée dans l'inventaire pour illustrer la disposition
interue des structures de stockage. Aucune information non plus quant au
contenu détaillé de chacune des structures en terme de nature
des déchets, leur volumes, leur contenu radiologique, les activités,
leur contenu en toxiques chimiques...
p.9
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Compte-tenu
de l'histoire du centre, ces informations sont pourtant essentielles pour
apprécier l'évolution future du site. Cela est aussi important
au regard de la R.F.S. 1-2 qui stipule que «les déchets
d'origines diverses devront être répartis de façon
à ce qu'aucune partie significative du site ne dépasse de
manière sensible la limite alpha moyenne de 370 MBq/tonne».
De
ce point de vue également, le C.S.M. est de toute évidence
en situation de non conformité avec les règles de sûreté.
En effet, la prise en compte de la R.F.S. 1-2, et de recommandations [10]formulées
à l'époque, concerne les 291.400 m3
de déchets
stockés depuis 1985 dans la partie sud du centre (voir tableau
I). Cela implique que plus de 235.000 m3
de déchets stockés
dans la zone nord concentreraient des teneurs massiques alpha de 80 % supérieures
[11] à la moyenne exigée pour une sûreté à
long terme.
Dans son paragraphe 6-3, La R.F.S. 1-2 traite d'un problème spécifique
de sûreté intrinsèque avec le «cas du Tritium»
dont il est admis que le confinement [12] est particulièrement
difficile à réaliser. L'inventaire ne fait apparaître
qu'un chiffre global de 898.017 GBq de Tritium.
Nous émettons les plus extrêmes réserves quand à
ce bilan. La manière dont il est obtenu n'est pas précisée.
Les activités définies doivent correspondre à la date
d'arrivée des colis dans l'installation. Compte tenu d'informations
délivrées par ailleurs [13], ce chiffre pourrait être
fortement sous-estimé. On pourra évoquer des reprises mais,
de toute évidence, ce bilan ne tient pas compte des 1.850.000 GBq,
c'est-à-dire le double de ce qui serait confiné en surface,
«perdus dans le sous-sol» lors de l'incident de 1976.
Ce problème du Tritium est particulièrement grave et c'est
peut-être l'un des points négatifs les plus marquants du C.S.M.
Pour une comparaison qui illustrerait la dimension du problème,
compte tenu des activités maximales en Tritium
envisagées sur le C.S.A. et compte tenu des prévisions de
volumes de stockages sur les deux sites (C.S.A. et C.S.M.), c'est comme
si la totalité du Tritium qui sera
stocké sur le C.S.A. partait dans le sous-sol par rupture de confinement
(voir tableau III).
La R.F.S. 1-2 précise que «le choix du site et la conception
des zones de stockage devront permettre d'éviter que les nappes
phréatiques, même à leur niveau le plus haut, ne puissent
atteindre les déchets». Là encore, dans le document
d'enquête, aucune information n'est donnée quant à
la situation des structures de stockage vis à vis des niveaux de
«hautes
eaux» pris en référence (ceux de février
70). Les informations, toujours obtenues par ailleurs [14], indiquent qu'un
nombre significatif de structures sont atteintes (parfois de plusieurs
mètres) par cette ligne de hautes eaux. La gravité de cette
question est àsouligner pour au moins deux raisons:
- D'une part, il s'agit surtout de structures plus anciennes n'ayant donc
pas la structure d'accueil «type» en 5 couches mise en place
à partir de 83 et qui permet d'assurer une meilleure étanchéité,
- d'autre part, le document d'enquête le souligne fréquemment,
le concept de sûreté pour ce type de stockage de surface repose
essentiellement sur la couverture définitive (censée limiter
la pénétration de l'eau à quelques litres par m2
et
par an. Il suppose implicitement comme quasi-nulle l'arrivée d'eau
par la base du stockage.
La R.F.S. 1-2 admet que, pour certains déchets de très faible
activité, l'immobilisation dans une matrice d'enrobage peut ne pas
être justifiée. Le «seuil d'enrobage» n'étant
pas défini, c'est à l'exploitant de le faire. L'étude
des dangers évoque ces seuils d'enrobage (p. 11-2-7) mais ils ne
sont jamais définis. Par ailleurs, la R.F.S. demande que leur stockage
soit effectué dans une ou des partie(s) spécifique(s) du
site en raison de leur stabilité dimensionnelle qui peut différer
des colis enrobés.
(suite)
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suite:
Rien n'est précisé, quant à cette répartition,
dans l'étude présentée par l'exploitant. Il y a tout
lieu d'entourer cet inventaire d'une marge d'erreur vraisemblablement importante
et peut-être qu'à la place de chiffres précis devraient
apparaître des fourchettes soulignant qu'il s'agit, pour une part,
d'approximations. L'exploitant le reconnaît par ailleurs lorsqu'il
souligne qu'il ne dispose, pour la période 69-84, que d'informations
manuscrites portées sur les bordereaux par les producteurs eux-mêmes.
Ce n'est en fait qu'à partir de 1985 que l'ANDRA dispose de bordereaux
plus précis, que l'exploitant effectue des contrôles à
la source et même des contrôles destructifs sur les colis réceptionnés.
Ce n'est donc que pour cette seconde période que «les renseignements
sont considérés comme fiables, et les incertitudes existantes
peuvent être chiffrées».
A l'occasion, on rappellera que les prescriptions techniques[15] fixant
les conditions préalables à l'agrément des colis de
déchets solides enrobés destinés au stockage en surface
ont été définis en octobre 86 (R.F.S. 111-2e). Ce
qui là encore peut laisser quelques doutes quant aux capacités
de confinement des colis réceptionnés durant les premières
années d'exploitation du centre.
Enfin, pour les toxiques chimiques stockés au C.S.M. l'inventaire
souligne la précipitation dans laquelle se fait l'enquête
publique. Cet inventaire est en effet parfaitement incomplet et visiblement
en cours de réalisation. Ainsi, on note à plusieurs reprises
«qu'aucune
évaluation, même approximative, des quantités stockées
n'a pu être réalisée pour l'instant».
C'est
pourtant là encore une des exigences de la Règle Fondamentale
de Sûreté.
L'impact sanitaire: un résultat
brut sans aucune démonstration
L'impact sanitaire durant les phases d'exploitation et de surveillance
est évoqué à travers quelques résultats d'équivalent
de dose engagée. Il n'y a aucun développement des modèles
et des méthodes employées.
Alors que cela devrait être un des objectifs majeurs de ce type d'enquête,
l'impact sanitaire radio-induit lors de la banalisation du site tient en
une seule page sur un document présenté publiquement comme
«un dossier de 7 kg»... Là encore, aucun développement
des méthodes de calcul retenues pour l'évaluation de l'impact
sanitaire.
Cette attitude est en contradiction avec les recommandations de 1991 de
la Commission Desgraupes [16] mais également avec ce
qui nous a pourtant semblé être un engagement de l'exploitant
lorsqu'il s'exprimait devant la C.S.P.I.
Aucune méthode de calcul n'étant développée,
on peut dès lors s'interroger sur l'intérêt de présenter
en détail une partie volumineuse traitant de la géologie,
l'hydrogéologie, la climatologie... etc. Certains de ces paramètres
seraient sans doute et de manière pertinente utiles à introduire
dans de tels développements.
Les deux modèles simplement cités dans le document d'enquête,
zone résidentielle et chantier routier, ne prennent en compte que
le modèle de transfert par inhalation ou l'exposition exteme. Les
transferts par ingestion, retour par les plantes ou les chaînes biologiques
et transfert par l'eau (évoqués dans la R.F.S. 1-2), ne sont
pas pris en compte. Dans un calcul d'impact sanitaire ces modes de transfert
devraient également être retenus dans un scénario plus
global.
On notera d'aiHeurs que le rapport de sûreté établi
pour le C.S.A. retient un 3ème scénario, le modèle
du «puits dans l'Aptien», qui conduirait à des
doses significativement plus élevées (30 mSv à + 364
ans essentiellement dus à l'Iode 129) que celles indiquées
dans le dossier d'enquête pour le C.S.M.
p.10
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Enfin, en l'absence d'informations
plus détaillées, on peut s'étonner que l'impact sanitaire
calculé lors de la banalisation du C.S.A. serait de 2 mSv, dans
le cas du scénario routier, alors qu'il est estimé à
1,4 mSv sur le C.S.M. où la capacité alpha est dépassée
en moyenne de 50 % voire certainement de 100 % dans la zone nord...
En conclusion
En l'état actuel des choses, la lecture du document d'enquête
publique conforte notre association dans son opinion et ses propositions
exprimées en mars 1995.
Rien ne presse. Il ne s'agit pas ici de démarrer un outil de production.
Prenons donc le temps de faire toute la lumière publiquement sur
la situation réelle du Centre Manche. Il ne s'agit pas de rechercher
des boucs émissaires. Nous avons même tout à fait conscience
que l'exploitant actuel a fait un bien mauvais héritage. Il n'empêche,
si l'ANDRA «n'est pas coupable, elle n'en est pas moins responsable».
Il
s'agit en fait de rechercher les meilleurs solutions qui, dans l'intérêt
des générations futures, auront l'assentiment de tous à
commencer par les populations environnantes.
L'ACRO réitère donc ses propositions:
Nous proposons que soit mise sur pied une commission spéciale d'experts
(à l'image de la Commission CASTAING) incluant des experts indépendants
des exploitants de l'industrie nucléaire et des représentants
de la CSPI, et dont le rôle sera d'effectuer un véritable
travail de contre-expertise.
Cette commission spéciale pourra demander aux autorités de
sûreté d'engager l'exploitant à d'éventuelles
reprises de déchets (ce qui est tout à fait envisagé
par la Règle Fondamentale de Sûreté) voire à
réaliser de nouvelles structures de confinement si nécessaire.
Son rapport devra être rendu public avant l'ouverture d'une nouvelle
enquête publique.
Nous demandons, une nouvelle fois, que soient lancées des études
de faisabilité visant à explorer les possibilités
d'une décontamination active de ces nappes.
1. Centre de Stockage de la Manche, appelé par la suite C.S.M. 2.
Centre de Stockage de l'Aube, appelé par la suite C.S.A.
3.
Commission Spéciale et Pennanente d'Infonnation près l'Etablissement
de la Hague.
4.
Service de Protection Radiologique de la COGEMA
(suite)
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suite:
5.
Laboratoire Départemental d'Analyse (dépendant du Conseil
Général)
6.
Dans un document, en date de décembre83, l'ANDRA estimait les rejets
de Tritium dans la Ste Hélène
à 3700 GBq/an (100 Ci/an).
7.
Station de Traitement des Effluents de la COGEMA (à l'époque
le CEA).
8.
Ce calcul prend en compte la filiation de décroissance radioactive:
Pu241
=>Am241 =>Np237
9.
Rappelons que même des papiers d'excellente qualité réalisés
pour des archivages à long tenne n'ont qu'une durée de vie
moyenne de 100 ans. Par ailleurs, pour les centres de stockage en profondeur,
la R.F.S. 11-2-f considère qu'au delà de 500 ans - ce qui
est déjà très optimiste - il y a pente de mémoire
de l'existence du site.
10.
La Commission Castaing, dans son rapport sur le C.S.M., recommandait «que
ne soient stockés au CSM que des déchets de catégorie
A qui satisfassent à la nouvelle norme en teneur alpha. Ces
déchets devraient être stockés géographiquement
à des endroits bien distincts des déchets à teneur
élevée déjà stockés, afin de laisser
ouverte une option de reprise éventuelle des déchets déjà
stockés».
11.
Le calcul reprend une densité moyenne des déchets de 1,77
retenue par l'exploitant (T-II-2-l)
12.
De ce point de vue, on soulignera de manière positive que le document
d'enquête reconnaît que «le Tritium
possède une grande aptitude à diffuser à travers les
colis et les ouvrages et ainsi, tous les ouvrages du Centre relâchent
du Tritium à des degrés divers,
même les ouvrages les plus récents. On peut donc estimer qu'il
existe sur le Centre plusieurs sources de relâchement de Tritium.»
13.
Dans un document de l'ANDRA, en date du 18 décembre 92 et adressé
à la C.S.P.I., il apparaît que le Tritium
a surtout été stocké en 75-76, puis en 88-90. Ainsi,
pour les seules structures TB2 et P8, il aurait été stockée
respectivement 11.106 GBq et 30.000 GBq. Selon l'exploitant,
la première tranchée aurait été reprise.
14.
Il s'agit là encore d'un document ANDRA adressé à
la C.S.P.I. (décembre 93) qui mentionne les structures atteintes
par les hautes eaux: 4 tranchées, 2 ouvrages (T21 et T22), les anciennes
fosses (3) ayant servit au stockage des déchets alpha et l'ouvrage
ayant réceptionné les produits du démantellement d'ELAN
IIB.
Citons également une des recommandations importantes de la Commission
Castaing, en mars 83, concernant le C.S.M.: «que ne soient plus
construits de stockages enterrés à des niveaux tels qu'en
cas de hautes eaux les déchets ou la structure en béton soient
au-dessous du niveau phréatique».
15.
Pour les colis enrobés, sont notamment définis, à
cette date, les objectifs de confinement, la tenue à la charge,
la résistance aux cycles thermiques, la résistance à
l'irradiation...
16.
La Commission Desgraupes, qui avait procédé en 1991 à
un premier inventaire des dépôts de matières radioactives,
recommandait que «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».
p.11
|
INFRATOME (69-78):
(suite)
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suite:
ANDRA
(à partir de 82):
Rédaction
du nouveau Rapport de sûreté (82).
Prise
en compte effectife de critères de résistance mécanique
et d'étanchéité des structures d'accueil: à
partir de 83, une structure d'accueil «type» est constituée
par une succession de couches (5) incluant un système de drainage
et une barrière d'étanchéité.
Mise
en place d'un Réseau Séparatif Gravitaire et Enterré
(RSGE) qui n'est réellement devenu opérationnel qu'en 86
(bassins).
A
partir de 84, prise en compte de la RFS 1-2 et des limites a
de 0,01 et 0,1 Ci a/t.
Rejets
en mer (fin exutoire Ste Hélène) à partir de mars
1988.
Objectif
de sûreté limiter à quelques litres par m2
et par an le débit d'eau susceptible d'atteindre les ouvrages.
Comparaisons CSM / CSA... Prévisions de stockage: 400.000
m3 / 1.000.000 m3
Capacité
maximale de stockage en tritium
1.600
TBq théorique (équivalent CSA) / 4.000 TBq (décret
du 04.09.89)
Activité
rejetée dans le sous-sol «incident H3»:
1.850
TBq / ---
Activité
rejetée par an dans les ruisseaux (débuts 80):
3.700
GBq (estimation ANDRA) / ---
Activité
rejetée par an dans les ruisseaux (actuellement):
500
GBq (estimation ACRO)/ ---
p.12
|
L'enquête dite publique
sur la demande de passage en phase surveillance du Centre de stockage de
déchets radioactifs de la Manche vient de s'achever le 30 novembre
1995.
La «technicité» du dossier et la lourde procédure
administrative de consultation ont rebuté le grand public. Peu de
personnes se sont déplacées dans les mairies des 12 communes
autorisées à tenir un registre d'observations sur la transformation
de cette installation nucléaire de base, INB no 66, créée
en 1969 par un décret de 3 lignes et 2 mots parus en bas de la page
6334 du Journal Officiel le 22 juin 1969.
Le 06 novembre dernier, l'ACRO a adressé, à la Commission
d'Enquête un argumentaire de 16 pages soulignant les incohérences
du dossier et démontrant que le C.S.M. n'est pas en conformité
au regard des Règles Fondamentales de Sûreté.
L'absence d'informations concernant l'objet de l'enquête publique
a apporté plus de questions que de réponses aux personnes
plus averties sur ce dossier: journalistes, associations, syndicats, commission
locale d'information:
- état de pollution du site et de l'environnement?
- Contenu radiologique exact et répartition géographique
des radioéléments stockés sur le site?
- Comportement des nappes phréatiques?
- bases des études de sûreté?
Pour connaître la vérité, seul l'envoi postal et anonyme
permet de pallier les défaillances des structures traditionnelles.
Nous vous présentons aujourd'hui un dossier que nous n'attendions
plus et dont nous avons extrait quelques morceaux choisis.
Nous remercions les expéditeurs de cet édifiant recueil de
données, grâce à eux, 25 ans de mensonges publics,
agrémentés d'un simulacre d'enquête administrative
bouclée en 1,5 mois sans accès aux dossiers essentiels: études
de sûreté, recommandations des autorités de sûreté,
études radioécologiques Andra..., peuvent enfin être
dénoncés:
Une pollution
grave par du Tritium jamais révélée
Les nappes phréatiques sont polluées par le tritium
à des valeurs dépassant 3 fois la limite sanitaire actuelle
pour ce radioélément (document no 1, Andra).
Globalement, le taux de tritium dans les nappes
souterraines du site n'est pas en régression depuis l'incident
de
1976, comme le soutient l'exploitant, mais IL AUGMENTE de façon
continue dans de nombreux piézomètres [1,2]. Cela implique
donc une source de pollution non tarie qui alimente continuellement, encore
aujourd'hui, les eaux souterraines. Plus grave, quand un piézomètre
pose problème, IL EST BOUCHE (document no 1, Andra).
Attitude d'abord scandaleuse sur le plan de l'information, mais aussi attitude
irresponsable au regard de la sécurité qui exigerait au contraire
un contrôle permanent d'un tel niveau de pollution.
État
des eaux de surface et des eaux souterraines
Incidemment on apprend que les exploitants Cogéma et Andra (via
Cogéma) disposeraient d'une autorisation par arrêté
préfectoral leur permettant de débiter (dépoter?)
jusqu'à 1.000 Bq/1 de tritium
dans la rivière Ste Hélène (document no 1,
Andra). Jamais l'exploitant n'a évoqué publiquement ou devant
la Commission HAGUE l'existence d'un tel arrêté!
(suite)
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suite:
Vraisemblablement parce que, selon le décret no 74-1181
du 31 décembre 1974, une telle autorisation ne peut être délivrée
(art. 7) que par arrêté conjoint de plusieurs ministres (santé,
industrie, qualité de la vie).
Les rejets dans la Ste Hélène se sont poursuivis jusqu'en
mars 1988, date à partir de laquelle il n'y aurait plus que des
«eaux pluviales» (sous-entendu non contaminées..) qui
y sont déversées. Mais hélas, une note Andra de 93
nous apprend que «les valeurs en Tritium
mesurées dans le ruisseau résultent de la contribution de
la nappe phréatique existant au droit du C.S.M., et des déversements
du bassin d'orage de la COGEMA, et du ruissellement de l'eau pluviale...».
Ce
point est confirmé par une seconde note Andra du 3 juin 94 qui explique
que le Tritium fuit par la couverture (et
sa membrane bitumineuse), rejoint les eaux pluviales et est rejeté
dans la Ste Hélène après éventuelle dilution
pour respecter le dit arrêté préfectoral (document
no 2, Andra).
En 1994, 25 ans après le début d'exploitation du site,
l'Andra ne connaît toujours pas le comportement des nappes phréatiques
sur lesquelles repose son Centre de stockage; depuis 1969 elle ne s'est
guère préoccupée du niveau des plus hautes eaux. (document
no 3, Andra)
Lors de la réunion publique organisée par la commission d'enquête
le 10 novembre 1995 à Beaumont-Hague, en réponse à
l'ACRO, l'Andra a pourtant déclaré qu'il n'y avait aucune
inquiétude à avoir quant à un risque de montée
des nappes phréatiques comme cela s'est produit en février
1970, le niveau de celles-ci «a baissé de 4m à 6m
depuis 1970 parce que le site a été largement imperméabilisé...
une remontée des eaux, entraînant la radioactivité,
est un cas de figure complètement invraisemblable». (Ouest
France - 13 novembre 1995, document no 4)
Le suivi, de 1983 à 1995, de certains niveaux piézométriques
montrent qu'il n'en est rien. Par ailleurs, d'importants pompages dans
la nappe, effectués par la COGEMA, ont cessé en 1990 provoquant
une remontée des hautes eaux qui compense largement la diminution
due à la couverture.
Enfin le dossier que la CFDT a récemment remis à la Commission
d'enquête (document no 5, CFDT) contredit clairement le
point de vue de l'exploitant.
Un des points essentiel pouvant affecter la sûreté du site
reste donc entier.
1. Piézomètre: orifice percé depuis le niveau du sol jusqu'à la nappe d'eau souterraine. Il permet d'évaluer les variations de hauteur d'eau par mesure de la distance entre le sol et la surface libre de la nappe. 2.
Extraits d'un des documents reçus (Andra, 1993): «. . sur
la période étudiée, 1984 - 1991, les zones les plus
actives paraissent stables. Compte tenu de la mobilité attribuée
au Tritium il est paradoxal de constater une
telle stabilité, non seulement géographique mais également
morphologique... Un cenain nombre de piézomètres présentent
des activités en Tritium, à
tendances lentement variables sur de longues périodes de temps:
- soit croissantes (suit une liste de 9 piézomètres)
- soit décroissantes (suit une liste de 4 piézomètres)».
p.13
|
1) Le C.S.M. dépasse les limites d'entreposage, fixées par les autorités de sûreté, d'un facteur 30 à 600 pour le radium et pour les émetteurs bêta-gamma les plus radiotoxiques (cobalt, strontium, césium) contenus dans les colis non enrobés (documents no 6, Andra et no 7, synthèse).
TABLEAU No 1
Facteur de dépassement des limites réglementaires
pour les non enrobés
* Ce chiffre ne tient pas compte des 1.850.000 GBq «partis»
dans le sous-sol lors de l'incident de 1976...
3) Alors que, dès 1984, les autorités de sûreté ont demandé à l'exploitant de réduire très fortement les quantités d'émetteurs alpha réceptionnés sur le C.S.M. en raison des teneurs massiques alpha déjà stockées, il est arrivé sur le site, juste avant la fermeture, de fortes quantités de Plutonium 239 ! En 5 mois, de janvier à mai 94, le C.S.M. a reçu plus de Plutonium 239, dans des colis périssables et non enrobés, que ce que le C.S.A. est autorisé à accueillir durant toute son existence!
Ce document ne concerne que les
réponses aux questions concernant les projets ou activités
de 1'ANDRA. Il comporte deux parties l'une concernant le site de stockage
de déchets radioactifs à vie courte de la Manche (Centre
sur Manche CSM) qui ne faisait pas l'objet de la visite du 4/07/95 et une
partie ayant trait au projet de laboratoire souterrain de recherche géologique
sur la faisabilité d'un stockage en formations géologiques
profondes.
PREMIÈRE PARTIE Sur le site
de stockage de 1'ANDRA (CSM)
L'état et l'intégrité de chaque colis sont vérifiés
au moment de leur stockage. Néanmoins, on sait que l'étanchéité
des colis et notamment celle des fûts métalliques ne durera
pas 300 ans. C'est pourquoi d'une part, on amis en place une couverture
de protection qui empêche les infiltrations d'eau, ce qui augmente
la durabilité des colis de déchets.
D'autre part, dans les calculs d'impact radiologique qui ont été
effectués, les barrières que constituent l'emballage du colis
(fût, coque en béton) et l'ouvrage de stockage n'ont pas été
pris en compte comme éléments de confinement à long
terme des déchets. Enfin, une loi de dégradation est appliquée
à l'ensemble du colis (fût + enrobage) afin d'être encore
plus pénalisante, sur la durée de l'étanchéité
des colis. Malgré cela, on est parvenu à un impact qui a
été jugé tout à fait acceptable par l'autorité
de sûreté (la Direction de la Sûreté des Installations
Nucléaires).
Par ailleurs, un certain nombre de colis anciens ont été
reconditionnés, notamment ceux qui étaient stockés
depuis 1969 (avant la création de l'ANDRA) dans des tranchées
dites de "pleine terre", c'est-à-dire sans radier de protection.
Il est à souligner que la procédure d'agrément des
colis de déchets stockés sur le Centre, imposés par
l'ANDRA aux producteurs de déchets, garantit une durabilité
d'au moins 300 ans, compte tenu de cette loi de dégradation des
colis.
C'est l'ANDRA qui est responsable de la surveillance radiologique du site.
Cette mission publique d'intérêt général sera
maintenue durant toute la phase de surveillance. L'ANDRA est un établissement
public dont la pérennité est garantie par l'État.
(suite)
|
suite:
· Comment sur un tel laps de temps empêcher la végétation de se développer et notamment les arbres dont les racines pourraient endommager l'étanchéité du site ?
Durant toute la phase de surveillance, le site bénéficie
d'un entretien rigoureux (tontes régulières) de façon
à empêcher toutes pousses d'arbre ou de buisson.
Par ailleurs, des études ont été menées avec
l'INRA pour planter une végétation persistante dont les racines
sont particulièrement courtes et ne peuvent en aucun cas endommager
la couverture.
Sous la couche de terre végétale existe une "barrière
biologique" composée de blocs d'agrégats (schiste et grès)
qui empêche les animaux d'atteindre la membrane et a fortiori les
colis de déchets qui sont situés entre 3 et 12 mètres
de profondeur.
Le sous-sol, par ses qualités géologiques, constitue une
barrière
naturelle des colis de déchets, qui n'est pas sollicitée
en situation normale. En cas d'accident, des études réalisées
à partir de scénarios majorants ont montré
que dans ces conditions (rupture de confinement de la membrane), les conséquences
sur l'environnement restaient largement inférieures aux limites
sanitaires admissibles, le temps que les réparations soient effectuées.
Exemple de scénario majorant: effondrement de la couverture affectant
une superficie de 100 m2 pendant 1 an avec entraînement
total dans le terrain des eaux qui se sont infiltrées à travers
la couverture effondrée. Même dans cette hypothièse,
les infiltrations de radioéléments dans le sol sont inférieures
aux limites sanitaires.
Oui, une barrière appelée "barrière ouvragée"
pourraêtre
entreposée entre les colis de déchets et la roche encaissante
si un stockage était un jour envisagé. Différentes
barrières sont actuellement à l'étude, notamment la
bentonite (argile gonflante au contact de l'eau). Ces différents
matériaux seront testés dans les futurs laboratoires de recherche.
A la fin des opérations de couverture du Centre, l'ANDRA a entrepris
une opération de vérification de la non-contamination du
site pour que l'ensemble de la surface du Centre puisse être déclassée
au sens radiologique du terme (accès libre sans contrôle radiologique
à la surface du centre).
Ce déclassement est en cours de réalisation après
consultation de la DSIN, de l'OPRI et avis du CHSCT et de la médecine
du travail.
Il n'y a pas de terres contaminées stockées sur le Centre
de la Manche.
p.15
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· Le centre de stockage
de la Manche a-t- il fait l'objet d'une enquête publique avant son
ouverture ? Sinon, pourquoi?
Le Centre de la Manche n'a pas fait l'objet d'une enquête publique
avant son ouverture, en 1969, car à l'époque cette procédure
n'était pas prévue par la réglementation.
L'article 8 de la loi du 30 décembre 1991 précise que l'implantation
des laboratoires d'études géologiques (et non des sites d'enfouissement
!) est subordonnée à un décret pris en Conseil d'État
après étude d'impact, avis des conseils municipaux, généraux
et régionaux concernés et après enquête publique.
La décision de la création éventuelle d'un Centre
de stockage devra faire l'objet, en 2006, d'une nouvelle loi qui en précisera
les modalités, le cas échéant.
Sur la sécurité,
l'information, la transparence
Depuis sa création, l'ensemble des mesures concernant la radioactivité
des eaux de la rivière Sainte-Hélène sont communiquées
régulièrement à la CLI de La Hague. Le seul élément
radioactif qui ait été détecté est le tritium,
dans des quantités largement inférieures aux limites fixées
par les autorités sanitaires. Cette présence de tritium
est due à son large pouvoir de diffusion à travers les terrains
et les roches. Compte tenu de l'absence d'impact sanitaire, il n'y a pas
eu d'opération de reprise des colis de déchets contenant
du tritiurn.
Un incident sur le Centre de la Manche en 1976 a effectivement conduit
à introduire dans la nappe et dans le sol une activité d'environ
50.000 Ci (et non 500.000 Ci) soit 1.850.000 Gbq. Cet incident (qui a par
ailleurs été à l'origine de la création de
l'ANDRA en 1979) concernait des colis de déchets contenant du tritium
qui ont perdu leur capacité de confinement. La protection des populations
n'a pas été nécessaire car les mesures de tritium
enregistrées se sont toujours révélées en-dessous
des limites sanitaires admises. L'ensemble de ces mesures est suivi par
les autorités de contrôle (DSIN et OPRI).
L'ensemble des mesures externes au Centre est régulièrement
transmis à la CLI de la Hague pour être rendu public. Pour
ce qui concerne les mesures internes au site, elles ont également
été transmises régulièrement aux autorités
sanitaires, qui n'ont jamais demandé à l'ANDRA d'actions
correctives, en raison d'un dépassement des limites sanitaires admissibles,
pour le personnel ou la population environnante.
(suite)
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suite:
Depuis la fin de l'exploitation du Centre de la Manche, l'ANDRA publie
chaque trimestre une brochure d'information reprenant les résultats
des principaux piézomètres autour et sur le Centre
avec les valeurs maximales de chacun des éléments radioactifs
identifiés. Ces résultats montrent là encore, l'absence
de tout risque sanitaire pour les populations et l'environnement du Centre.
DEUXIÈME PARTIE
Sur le stockage
de déchets B et C?
Les déchets B et C contrairement aux déchets A contiennent
des éléments à vie longue (plusieurs dizaines de milliers
d'années). Ces échelles de temps sont incompatibles avec
l'échelle humaine (y aura-t-il encore des hommes sur terre dans
50000 ans.). De ce fait, si l'on peut stocker provisoirement ces déchets
en surface, cette solution ne convient pas sur le très long terme,
compte tenu des évolutions géologiques et climatiques probables
(nouvelle glaciation, mouvements tectoniques) mais également des
risques de dégradation humaine (terrorisme) ou naturelle (corrosion).
L'étude d'un stockage profond, prévue par la loi du 30.12.91
a pour objectif de réaliser un "coffre-fort" géologique accompagnant
la décroissance de la radioactivité. Cette solution permet
de faire abstraction de la surveillance humaine sur plusieurs millénaires
tout en tenant compte des éventuels changements géologiques
et climatiques qui peuvent intervenir sur d'aussi longues périodes
de temps.
Question mal formulée (de quelle usine parle-t-on? Citer les références
de la citation de M. Kaluzny). Pour ce qui est des déchets stockés
dès 1969 en tranchées dites de pleine terre, ils ont été
repris et reconditionnés en 1981 et 1982.
Certains vitraux d'église dépassant le millénaire,
des joints en bitume de piscine en Mésopotamie, vieux de plus de
3.000 ans et encore étanches, montrent que ces matériaux
ont des durées de vie très longues. La troisième voie
de recherche définie dans la loi du 30.12.91 porte justement sur
l'amélioration des matrices d'enrobage des déchets. On étudie
notamment des roches de synthèse et des céramiques dans lesquelles
on pourrait incorporer les déchets et qui conserveraient leur imperméabilité
sur de très longues périodes. Néanmoins, le confinement
à très long terme des déchets repose avant tout sur
la barrière naturelle de roches dont l'épaisseur (plusieurs
centaines de mètres) et les qualités géologiques et
géochimiques permettront de garantir ce confinement sur d'aussi
longues périodes.
p.16
|
Concernant la réversibilité d'un éventuel stockage,
l'ANDRA a écrit et affirmé qu'une grande partie du programme
de recherche qu'elle va mener dans les laboratoires d'études géologiques
portera sur la réversibilité in abstracto. S'il peut
être intéressant de récupérer des colis de déchets
pendant plusieurs dizaines, voire centaines d'années (si l'on trouve
des solutions d'élimination de ces déchets), l'objectif d'un
stockage profond sur le très long terme est de ne plus avoir à
s'occuper des déchets stockés. Quoi qu'il en soit, c'est
le législateur et non l'ANDRA qui fixera les conditions d'un éventuel
stockage réversible par une nouvelle loi, au regard des connaissances
acquises durant la phase de recherche menée dans les laboratoires
d'études géologiques.
·A
quoi s'en tenir quant au volume des déchets B etC? Une "petite piscine"
par an (200 m3) nous dit-on en termes rassurants pour les déchets
C, cela fait plus d'une belle piscine olympique de 3 à 4000 m3
à
l'horizon 2010. De même, 4000 m3/an de déchets
B seront devenus à la même date environ 80.000 m3.
Comment s'effectuent les projections en matière de volumes? La multiplication
importante tient-elle compte des prochains démantèlement
de centrales?
Les prévisions pour déterminer le volume des déchets
sont réalisées à partir des volumes actuellement générés
par les principaux producteurs. Néanmoins, les efforts réalisés
par ces producteurs ont permis de diminuer sensiblement les volumes de
déchets produits ces dernières années. Le démantèlement
des centrales à partir de 2010 a été pris en compte
dans les prévisions des producteurs de déchets.
Ainsi, on estime qu'en 2020 le volume de déchets B sera de 110.000
m3
et celui des déchets C de 6.000 m3. Rappelons
que la production de déchets B et C constituent environ l00g/an
et par habitant alors que dans le même temps on produit 150 kg de
déchets chimiques éternellement toxiques (mercure, arsenic,...)
dont la problématique de gestion sur le très long terme est
similaire à celle des déchets B notamment.
Pour l'ANDRA, que les déchets soient civils ou militaires ne change
strictement rien. Ils doivent se conformer aux mêmes spécifications
techniques, aux mêmes exigences de qualité, aux mêmes
contrôles de sûreté. S'il devait y avoir un jour un
centre de stockage profond, il ne serait pas classé secret défense
(le centre de l'Aube qui reçoit des déchets militaires n'est
pas une INBS (Installation Nucléaire de Base Secrète).
Pour l'instant, aucune décision concernant l'éventuelle construction
d'un centre de stockage profond ne sera prise avant 2006. Cette décision
nécessitera un bilan global des 3 voies de recherche ainsi que le
vote d'une nouvelle loi. Pour ce qui concerne les laboratoires d'études
géologiques, un "point 0" écologique sera réalisé
l'année prochaine sur les zones favorables à l'implantation
d'un laboratoire. Ces "points 0" sont réalisés par des sociétés
spécialisées dans ce domaine, et notamment la société
Biotope.
(suite)
|
suite:
Sur la notion
d'intérêt public
Aujourd'hui un stockage profond de déchets radioactifs ne peut être
décidé sans qu'aucune expérience in situ ne
soit menée dans des laboratoires d'étude géologiques.
Les Laboratoires d'Étude Méthodologique Instrumenté
(LEMI) sont situés dans des contextes géologiques différents
(tunnels en subsurface...); c'est justement pour cette raison que
le législateur a défini un programme souterrain de recherche,
permettra de connaître les capacités de confinement sur le
très long terme d'un stockage en couches géologiques profondes.
Rappelons que l'année 2006 ne doit pas être considérée
comme une date butoir mais plutôt comme un rendez-vous que s'est
fixé le législateur pour évaluer les résultats
des différentes voies de recherche et statuer sur la gestion à
long terme de ces déchets. Compte tenu du faible volume de déchets
produits à cette date, le législateur pourrait très
bien demander à ce que des recherches soient poursuivies sur des
points particuliers du programme de recherche mené par l'ANDRA,
avant de décider ou pas de la création d'un centre de stockage
profond. Ce dernier, quoi qu'il en soit, ne pourrait voir le jour avant
les années 2020-2030, en raison des 15 à 20 ans nécessaires
pour construire ce centre de stockage.
L'ANDRA est un établissement public dont la mission est de protéger
à long terme l'homme et l'environnement des déchets dont
elle a la charge et relevant de l'intérêt général.
L'ANDRA détient le monopole de la gestion des déchets radioactifs
en France. Elle n'a donc aucune contrainte de rentabilité ou de
"prospérité" commerciale. Son rôle est de proposer
des solutions techniques les plus sûres pour préserver notre
environnement aujourd'hui et demain. Dans tous les cas, ce n'est pas l'ANDRA
mais le Parlement et le Gouvernement qui statueront sur la meilleure solution
pour gérer les déchets radioactifs à vie longue que
nous produisons. Enfin, l'ANDRA ne fonctionne pas en auto-contrôle.
Elle est régulièrement auditée et inspectée
tant sur le plan financier que technique et scientifique (DSIN, OPRI, Commission
Nationale d'Évaluation, Conseil Scientifique,...).
L'article 3 de la loi du 30 décembre 1991 est particulièrement
claire: le stockage en France de déchets radioactifs importés,
même si leur retraitement a été effectué sur
le territoire national, est interdit au-delà des délais
techniques imposés par le retraitement.
p.17
|
I.- Procédures
administratives et historique du site
Dans
les documents de l'enquête publique il est fait référece
à des textes réglementaires qui, pour pouvoir en vérifier
la bonne application, auraient mérité d'être annexes
au dossier d'Enquête publique:
- décret
du 10.08.61 déclarant d'utilité publique les travaux de construction
d'un centre de retraitement des combustibles irradiés,
- décret
de création de CSM du 19.06.1969 (J.O. du 22.06.69),
- loi
no 83-630 du 12.07.1983 relative à la démocratisation
des enquêtes publiques et à l'environnement,
- décret
no 85-453 du 23.04.1985 pris pour l'application de la
loi du 12 juillet 1983, fixant les règles générales
et la procédure applicable à toutes les enquêtes soumises
à cette loi, décret du 24.03.95 autorisant l'ANDRA à
exploiter le CSM,
- décret du 4.05.1995
relatif aux rejets d'effluents liquides et gazeux et aux prélèvements
d'eau des installations nucléaires de base.
Le
document «Étude de dangers» présente l'évolution
administrative du site (11-2.2.1.) ainsi que l'évolution des principes
de gestion des déchets (11-2.4). Compte tenu de l'objet de cette
étude, il serait souhaitable de mettre en parallèle les différentes
prescriptions techniques émises par les autorités de sûreté
avec les problèmes ou incidents qui sont survenus au cours de la
phase de stockage. En effet, en dehors de «l'incident tritium
de 1976», ces derniers ne sont à aucun moment évoqués.
Ils permettraient pourtant de comprendre les origines des contaminations
en émetteurs bêta-gamma et en émetteurs alpha régulièrement
exposées dans les études radioécologiques de l'IPSN
et toujours notables aujourd'hui dans l'environnement du site. Par ailleurs,
il manque l'historique de la reprise et du reconditionnement des colis
non conforme (sulfates de plomb radifères par ex.).
II.- Critères
de choix du site
* Quels
ont été les critères ayant conduit au choix initial
du site de BIVILLE et pour quelles raisons c'est finalement le site de
DIGUEVILLE qui a été retenu pour le Centre de Stockage de
la Manche (0-1.2, Etude d'impact)?
* «Le
13 juillet1967, le C.E.A., propriétaire des terrains dits «Extension
Est» du Centre de la Hague, fournit les résultats d'une étude
de géologie et d'hydrogéologie de ce secteur en vue d'y implanter
ce futur Centre de Stockage» (0.1.2, Etude d'Impact). La faille F2
qui traverse d'Est en Ouest le sous-sol du CSM était-elle alors
connue, a-t-elle été prise en compte dans l'étude
de sûreté et, si oui, quels sont les critères retenus
ayant permis de conclure à sa stabilité dans le temps et
dans le cas contraire quelles mesures ont été prévues
pour en limiter les conséquences?
* Dans
le même ordre de questionnement relatif aux critères de choix
du site, nous nous interrogeons sur la manière dont a été
prise en compte la situation hydrogéologique du sous-sol mettant
en évidence des nappes d'eau relativement proches de la surface
(cf. point VI).
(suite)
|
suite:
III.- Point
zéro
Les
résultats d'analyses pris pour référence concernent
l'année 1991 (tableaux T4-8-44, Étude de dangers) or, à
cette date, la situation de l'environnement est déjà dégradée;
ce bilan constitue en fait un état radiologique en fin de période
d'exploitation (et alors pourquoi avoir choisi l'année 1991 plutôt
que 1994?)
A ce
propos, les résultats de la campagne de mesures de la radioactivité
sur les sédiments de la rivière Ste Hélène
menée en 1991 par la CSPI, avec intercomparaison entre plusieurs
laboratoires, auraient mérité d'être intégrés
à ce bilan. Par ailleurs, dans le bilan présenté pour
l'année 1991, il n'y a aucun résultat concernant la faune.
Le point zéro établi pour l'usine de retraitement au début
des années 60 ferait parfaitement l'affaire à défaut
d'un point zéro spécifique au CSM en 1968-69.
IV.- Conditionnement
des déchets
La
Règle Fondamentale de Sûreté (RFS) 1-2 admet que pour
certains déchets de très faible activité l'immobilisation
dans une matrice d'enrobage peut ne pas être justifiée. Elle
ne définit pas le «seuil d'enrobage» mais demande à
ce que l'exploitant le fasse. L'étude de dangers évoque
ces seuils d'enrobage (p. 11-2-7) mais ils ne sont jamais définis.
Par
ailleurs, la RFS demande que leur stockage soit effectué dans une
ou des partie(s) spécifique(s) du site en raison de leur stabilité
dimensionnelle qui peut différer de celle des colis enrobés.
Rien n'est précisé quant à cette répartition
dans l'étude présentée par l'exploitant.
V.- Surveillance
du tritium
S'il
est démontré que «les écoulements souterrains
issus du CSM n'ont pas d'exutoires vers le Sud (ruisseau d'Herquemoulin)
et qu'il y a concordance entre les bassins versants hydrographiques et
souterrains» (page A-I-3-1, Étude de dangers), l'activité
b
du tritium (39 Bq/1) mesurée au point
R34 bis (Les Bergeries) au sud-est du CSM ne peut être attribuée
au bruit de fond (page A-I-8-7, Étude de dangers) et ne devrait
être contrôlée. [A noter que le tableau T-I-8-2 comporte
une erreur: l'activité moyenne en tritium
au point R34 bis est effectivement de 39 Bq/1 (sur 12 mesures effectuées
par le SPR Cogéma en 1991) et non inférieure au seuil de
mesure.] On ne peut donc pas dire que ce point est situé «hors
influence du CSM» (page A-I-8-7).
Toute
activité dépassant leseuil de mesure choisi (10 Bq/1), qui
est supérieur au bruit de fond, devrait être considérée
comme artificielle.
On
sait en effet que «tous les ouvrages du Centre relâchent du
tritium
à des degrés divers, même les ouvrages les plus récents»
(page A-I-8-9, Étude de dangers) ; ainsi 1 850 térabecquerels
de tritium ont été perdus dans
le sous-sol à partir de la tranchée TB2 (incident découvert
en 1976 ; source Andra, réunion CSPI du 15juin 1992).
C'est
pourquoi, «la teneur en tritium relevée
en 1992 dans la nappe phréatique est, pour un grand nombre de piézomètres,
notablement plus importante que le seuil observé dans l'environnement
naturel» (IV-3.3, Étude de dangers); l'activité maximum
est observée au piézomètre 324 (75.800 Bq/l en moyenne
en 1992) qui est situé à l'ouest du CSM au droit du site
COGEMA.
p.26
|
Si, «compte tenu
du contexte hydrogéologique local, il n'existe aucune relation hydraulique
entre la nappe phréatique du CSM et les prélèvements
destinés au réseau d'alimentation en eau potable dans son
état actuel», une nouvelle contamination en tritium
de la nappe (à l'instar de l'incident de 1976) ne peut a priori
être écartée pendant la phase de surveillance (V-5.4,
Étude de dangers).
Pour toutes ces raisons, il nous semble indispensable d'effectuer une surveillance
tous azimuts du tritium pendant le nombre
d'années nécessaire.
VI. - Nappe
phréatique
Du fait de la possibilité d'une nouvelle contamination en tritium
et conformément aux prescriptions de la RFS 1.2, paragraphe 4.5
et 6.5.h [1], un modèle hydrodynamique permettant d'extrapoler sur
300 ans la hauteur de la nappe en fonction de divers paramètres
(pluviométrie, inondations,...) a été conçu
par l'ANDRA (1-2.4.3.3, Étude d'impact; 1-3.1.2.4, Étude
de dangers) mais le dossier d'enquête publique ne foumit aucun résultat
de ces estimations; il ne décrit pas non plus les moyens permettant
de traiter une éventuelle contamination.
Rappelons à ce propos que la surface de référence
de la nappe [niveaux des hautes eaux de 1970 retenu par le SCSIN et considéré
comme un maximum observable une fois les structures de stockage réalisées
(réduction de l'infiltration)] atteint ou dépasse le niveau
des radiers de certains ouvrages (courrier du Directeur du CSM daté
du 3 août 1994):
- la tranchée bétonnée hydroxydes (THB) exploitée
entre 1976 et 1982 (quelques cm),
- la tranchée ordinaire no3 (T03) réalisée
en 1970 (quelques cm),
- la tranchée bétonnée centrale (TBC) réalisée
entre 1978 et 1982 (1 m environ)
- la tranchée mixte TMP1 3 réalisée en 1981(2 à
3 m),
- l'ouvrage T21 réalisé en 1982(1 m environ),
- l'ouvrage T22 réalisé en 1984 (3 m),
- les anciennes fosses d'entreposage transformées en ouvrages de
stockage après évacuation des déchets entreposés,
- l'ouvrage Elan 2B réalisé en 1983.
Il faut noter que tous ces ouvrages ont été réalisés
avant la date de prescription de cette surface de référence
(lettre SIN/693/85 du 6 février 1985) et que l'immersion potentielle
et partielle de ces ouvrages a conduit à un calcul d'impact radiologique
(non communiqué) jugé négligeable par l'Andra.
Questions principales:
* Quels sont
les niveaux de la nappe phréatique extrapolés à partir
du modèle hydrodynamique en fonction d'événements
vraisemblables?
* Dans l'éventualité
où le niveau de la nappe atteindrait les structures de stockage
au cours de la phase de surveillance quelles interventions sont prévues
(reprise des colis, pompage ou décontamination de la nappe)?
Questions annexes:
* Peut-on savoir quelles sont ces «anciennes fosses d'entreposage
transformées en ouvrages de stockage après évacuation
des déchets entreposés»?
* Pourquoi ne retrouve-t-on pas les structures TBC et TMPl3 mentionnées
ci-dessus dans les tableaux T4II-6.l de l'Étude de dangers donnant
la période d'exploitation des ouvrages inventoriés?
* Compte tenu de l'immersion potentielle de ces structures, il nous semble
justifié d'en connaître le contenu radiologique.
(suite)
|
suite:
VII- Inventaire
des radionucléides stockés
* Le contenu n'est pas détaillé
Il est paradoxal que l'information fournie par le dossier d'enquête
soit plus riche en ce qui concerne les caractéristiques géologiques,
économiques et climatiques qu'en ce qui conceme les déchets
radioactifs.
La période d'exploitation de chaque ouvrage inventorié est
précisée (tableaux T-III-6-l (1/5) à (5/5) de l'Étude
de dangers) mais pas son contenu en activité a
et b-g. Ce contenu, essentiel du point de vue
des risques pour l'environnement, ne fait l'objet que d'un seul tableau
(T-III-6-3) donnant les activités globales pour chacun des principaux
radionucléides intéressant la sûreté.
Or, l'inventaire détaillé du stockage a été
tenu à jour par l'exploitant ; il est connu même pour les
ouvrages les plus anciens comme l'atteste un courrier du Directeur du CSM
adressé à la CSPI le 3 août 1994 : dans la Tranchée
Ordinaire no3 (T03), sont déposés 620 tonnes de
déchets correspondant à 350 GBq d'émetteursb-g
et
34 GBq d'émetteurs a. Aussi, les membres
de la Commission de La Hague demandent le plan détaillé pour
chaque niveau du stockage de la situation des structures de stockage pour
compléter les tableaux 111-6.1 de l'Étude de dangers; à
cette répartition dans l'espace et le temps, devrait être
associé un descriptif précis de la nature des déchets:
volume, forme chimique, nature physique, type de radioélément,
activités massiques. Sans cela, il est impossible, pour le public
concerné, d'apprécier la conformité du stockage avec
la prescription réglementaire essentielle pour la sûreté
selon laquelle aucune portion significative des déchets ne doit
dépasser la limite de 0,01 curie en moyenne par tonne (370 MBq/t)
en émetteurs alpha.
* La méthode d'élaboration de l'inventaire radioécologique
n'est pas précisée
Quelle est la méthode utilisée pour comptabiliser l'activité
des différents radioéléments stockés depuis
1969: déclaration des producteurs, estimations, mesures?
Par ailleurs, si les lacunes du bilan de l'activité stockée
pendant la période allant de 1969 à 1984 ont été
comblées par l'ANDRA, les informations concernant la 2ème
période (1985-1994) sont connues avec davantage de précision
et les incertitudes peuvent être chiffrées (111-6-2.2, Étude
de dangers). Peut-on avoir communication des fourchettes correspondant
à ces incertitudes, en fonction de l'ouvrage, du radionucléide,
de l'année de réception?
* L'inventaire comporte une donnée erronée concernant le
tritium
L'activité tritium stockée au
CSM n'est pas de 898.017 GBq comme cela apparaît au tableau T-III-6-3
de l'Étude de dangers. Si l'on compte la quantité entrée
avec les déchets (et c'est bien le critère choisi dans l'inventaire
si on considère que le bilan tritium
suit la règle adoptée pour les émetteurs alpha et
bêta-gamma, cf. 111-6.2.2, Étude de dangers), il faut compter
les 300.000 curies (11.100.000 GBq) de tritium
stocké dans la tranche bétonnée TB2 entre juin et
juillet 1971 dans 6 cases numérotées de 69 à 74 et
provenant du démantèlement des cellules du laboratoire chaud
du Centre d'Étude Nucléaire de Saday (source: Andra - Dossier
tritium
- réunion CSPI du 15 juin 1992).
L'ouvrage TB2 a reçu à lui seul (même si 50.000 Ci,
soit 1.850.000 GBq se sont infiltrés dans le sol à la suite
de l'incident décelé en 1976) une quantité de tritium
12 fois plus importante que ce que mentionne l'inventaire global. Cette
inexactitude mériterait d'être corrigée.
p.27
|
*
L'inventaire ne tient pas compte de la décroissance radioactive
L'inventaire global figurant au tableau T-III-6-3 donne l'activité
initiale comptabilisée au moment de la réception des déchets;
il est nécessaire de calculer les activités résiduelles
en 1995, ainsi qu'au terme des 300 ans de la phase de surveillance puisque
l'objet de l'Enquête publique est d'estimer la sûreté
tout au long et à la fin de cette période.
D'après les estimations de la CSPI à partir des données
fournies par l'exploitant (annexe 1), le bilan des activites résiduelles
en 2.300 devrait être de:
- activité b-g: 415.065 GBq,
- activité alpha (sans tenir compte des désintégrations
radioactives) : 283.891 GBq (soit 304 MBq/t)
- activité alpha en tenant compte de la désintégration
du plutonium 241 (à compter de l'année 1969) et de la décroissance
radioactive de l'américium 241: 485.496 GBq (soit 520 MBq/t).
Cette
activité résiduelle alpha est-elle compatible du point de
vue de la sûreté avec la banalisation prévue du site
à cette date?
D'après la Règle Fondamentale de Sûreté no
1.2,
«l'activité massique moyenne en émetteurs
a de l'ensemble des colis de déchets contenus dans le stockage,
calculée à l'issue de la phase de surveillance proposée
par l'exploitant, ne devra pas dépasser 0,01 Ci a
par tonne (370 MB q/t)».
L'exploitant peut-il confirmer notre estimation selon laquelle c'est seulement
en 2850 que la décroissance radioactive des émetteurs alpha
sera compatible avec le respect de cette règle (365 MB q/t, cfannexe
2
Par ailleurs, de même que l'on dispose de l'inventaire des volumes
stockés selon le type de producteur (tableau T-II-2.1 et T-1III-6-2,
Étude de dangers), il serait très intéressant d'avoir
communication du bilan des activités alpha, bêta-gamma et
tritium
par catégorie de producteur (CEA, COGEMA, EDF, divers).
* Certains rapports isotopiques de radioéléments stockés
sont surprenants
Au vu de l'inventaire par radioéléments des activités
stockées, la CSPI demande une explication concernant certains rapports
isotopiques inhabituels:
1) strontium 90/césium 137=2.989.714 / 11.263.515 = 0,27
(au lieu de
0,7 attendu)
En effet, la teneur en produits de fission des combustibles PWR ayant eu
un taux de combustion de 33.000 MWJ/t est voisin de 0,7 (0,6924 selon Schapira,
1989 et 0,6968 selon EDF/COGEMA/CEA, 1990).
En ce qui concerne les combustibles UNGO, le rapport des activités
90 Sr/137 Cs est de 1,4 (Ministère de l'Industrie, «Le Cycle
du combustible nucléaire», 1979, page 136).
2)
uranium 235/uranium 238 = 211 / 2.396=0,088
(au lieu de
0,045 dans l'uranium naturel)
Pourquoi retrouve-t-on 2 fois plus d'uranium fissile dans le stockage alors
que l'objet de la filière française est le recyclage?
3) nickel 59/nickel 63 = 5.666/1.900.396=0,003
(au lieu de 0,01 prévu
dans le Centre de Stockage de Soulaines)
* Il manque l'inventaire des toxiques chimiques présents dans les
déchets
Un certain nombre de toxiques chimiques sont vraisemblablement présents
dans les déchets et ne sont pas encore inventoriés: antimoine,
cadmium, mercure, oxyde de béryllium, arsenic, ions cyanure (111-7.3,
Étude de dangers).
(suite)
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suite:
Même si pour l'exploitant, il apparaît fortement improbable
que les quantités de ces toxiques soient aussi importantes que celles
présentes naturellement dans les bétons, leur évaluation
est-elle envisagée?
* Questions relatives aux tranchées ordinaires
Sur
les 3 Tranchées Ordinaires (TO) exploitées en 1969-70, la
première a été reprise et démantelée
(p. A-II-2-13, Étude de dangers) et ne peut figurer à l'inventaire.
Mais si on y trouve bien la T03 (tableau T-III-6-1 (4/5), il manque la
T02; celle-ci a-t-elle bien été prise en compte
dans le bilan des activités stockées (tableau T-III-6-3)?
Une autre question se pose à propos de ces 2 Tranchées Ordinaires: qu'en est-il de leur résistance mécanique compte tenu de la charge qu'elles supportent du fait des structures placées au-dessus (globalement sur l'ensemble du CSM: 1 million de tonnes pour les colis et 2 millions de tonnes pour les ouvrages) et de celle de la couverture ? Une réponse à ce sujet doit être obtenue car un affaissement du stockage pourrait mettre les radioéléments de ces tranchées (quel en est le contenu ?) en contact avec la nappe phréatique qui peut justement affleurer dans ce secteur Nord du site (cf. point no VI).
* Certaines parties significatives du stockage sont-elles susceptibles
de dépasser la limite de 0,01 curie alpha par tonne?
Selon la Règle Fondamentale de Sûreté no1.2,
qui s'applique à partir de 1985, l'activité alpha moyenne
à l'issue de la période de surveillance de 300 ans doit être
inférieure à 0,01 Ci/t, soit 0,37 GBq/t.
Par ailleurs, on sait que la densité globale du stockage en fin
de période d'exploitation est de:
(source Dossier d'enquête publique - 1995)
En fonction de la date d'application de la RFs 1.2, on peut distinguer
deux périodes de stockage, correspondant grossièrement à
deux volumes différents de déchets:
- 1969-1984: 235.245 m3 (Tab. T-II-2.1,Étude de dangers);
- 1985-1994 : 291.405 m3 (Tab. T-II-2.1, Étude de dangers).
Ce dernier volume stocké correspondrait donc au maximum, à
l'issue de la période de surveillance de 300 ans à:
0,37 x 291.405 x 1,77 = 190.841 GBq alpha.
Comme l'activité alpha résiduelle estimée pour l'ensemble
du CSM en l'an 2300 est 485.496 GBq (annexe 1), on obtient par différence
pour la période 1969-1984:
qui correspondent à: 235.245 x 1,77 = 416.384 tonnes.
L'activité massique alpha pour cette partie du stockage serait alors
de 294.655/416.384=0,708 GBq/t, soit le double de la concentration maximale
d'activité prescrite par la RFS 1.2. Il serait donc licite de
dire qu'une partie significative du stockage dépasse la limite de
0,37 GBq/tonne.
Pour calculer l'activité massique des émetteurs alpha onse
réfère au tonnage indiqué par l'exploitant (933.119
tonnes). Ce tonnage correspond-il seulement aux déchets enrobés
de leur matrice; ne comprend-il pas de surcroît les matériaux
de remplissage des ouvrages?
Sur quelle base l'exploitant calcule-t-il cette activité massique?
VIII.- Rejets
des effluents du CSM
* Ces rejets sont-ils légaux?
L'évacuation des eaux contenant une dissémination radioactive
a fait l'objet d'une prescription technique du SCSIN (lettre du 21 septembre
1979) adressée à INFRATOME (11-2-4-2-3, Étude de dangers).
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Le principe
d'un Réseau Séparatif Gravitaire Enterré (RSGE) a
été officialisé par la Règle Fondamentale de
Sûreté no 1-2 du 8 novembre 1982 et sa mise en
oeuvre opérationnelle est intervenue en 1986 (II-2-4-3-3). Les eaux
ayant traversé les ouvrages de stockage peuvent alors être
dirigéesvers la Station de Traitement des Effluents de l'Établissement
Cogéma avant rejet en mer.
D'après le décret de 1969, les effluents liquides «seront
contrôlés avant rejet et, éventuellement, envoyés
à l'installation de traitement des effluents liquides du Centre
de La Hague». Sous quel régime réglementaire se trouve
le CSM sur ce point depuis le décret du 09 août 1978 stipulant
que les autorisations de rejets de l'Établissement Cogéma
n'englobent plus les effluents du CSM?
La demande d'Autorisation de rejets concerne en effet chaque INB produisant
des effluents en amont de la STE (et pas seulement cette dernière)
et ceci après Enquête publique, selon la procédure
exigée par la DSIN et selon le décret 74.1181 du 31 décembre
1974 relatif aux rejets d'effluents radioactifs provenant d'installations
nucléaires. Depuis sa création en 1979, le CSM (INB no
66)
répond-il à la réglementation en vigueur?
*Manque de précision du texte
A propos de la rédaction du paragraphe II-2-4-1-5 (Étude
de Dangers), des imprécisions sont préjudiciables à
la compréhension des procédures utilisées concernant
les rejets d'effluents liquides dans la rivière Ste Hélène
jusqu'en mars 1988):
- 3ème alinéa: «l'eau des différents regards
était rejetée par pompage, sauf au cas de dissémination
radioactive significative» ; à partir de quel seuil parle-t-on
d'une «dissémination radioactive significative»?
- 4ème alinéa: quels sont les critères de reprise
des eaux des installations industrielles par le camion-citerne du C.E.A.?
- 6ème alinéa: ne peut-on préciser les raisons de
l'utilisation par INFRATOME de l'installation fixe de transfert d'effluents
vers la STE?
* La gestion des effluents du CSM pendant la phase de surveillance engage-t-elle
la Cogéma?
Durant la phase de surveillance, concernant les rejets du Centre, il n'est
évoqué que la poursuite de la collaboration actuelle avec
la COGEMA. Il est difficile de supposer une même durée d'exploitation
de 300 ans pour le Centre de Retraitement. Les solutions alternatives techniques
et réglementaires auraient dû être abordées dans
l'étude en application du décret no 95.540 du
04 mai 1995.
IX.- Manque
d'information sur l'impact du radon
Gaz rare issu de la désintégration du radium et de l'uranium
contenu dans le stockage (7.820 GBq et 2.607 GBq respectivement) et dans
le milieu naturel, le radon diffuse dans les drains et les galeries du
RSGE.
La ventilation permettant de renouveler l'air dans ce dernier n'existera
plus pendant la phase de surveillance puisque la sûreté repose
alors sur une conception statique du stockage (VII-5-2-3-3, Etude de dangers).
Cependant, un système de fermeture des drains (lié à
leur assèchement) empêchera le radon d'arriver dans les galeries
du RSGE et le maintiendra donc dans les drains et les structures de stockage.
La CSPI souhaite connaître les calculs de dilution dans l'air ayant
permis de considérer comme négligeable l'impact du radon
sur l'environnement par rapport aux émanations naturelles (II-3-2-6-1-,
Etude d'impact)
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suite:
Par ailleurs, dans le cadre du décret du 04 mai 1995 relatif aux
rejets d'effluents liquides et gazeux des INB, quelles sont les mesures
de radioprotection prévues pour le personnel en cas d'intervention
dans le RSGE?
X.- L'impact
sanitaire du CSM pourrait être mieux documenté
1) En phase d'exploitation
Le scénario le plus pénalisant envisagé en situation
normale de fonctionnement correspond à l'infiltration vers la nappe
phréatique de la totalité des eaux de lixiviation (III-4.1.1,
Etude de dangers). L'impact radiologique du stockage sur l'homme le plus
exposé est, compte tenu de l'inventaire prévisionnel à
la fin de la période d'exploitation, de 0,16 mSv/an (rappelons
que l'équivalent de dose annuel moyen dû à l'exposition
naturelle et artificielle de la population est d'environ 3 mSv/an).
On voit que l'exploitant a estimé l'activité résiduelle
des colis en fin d'exploitation mais a omis d'en donner les résultats
dans le dossier d'Enquête publique. Pouvons-nous avoir communication
de ces valeurs ainsi que de la méthode de calcul aboutissant à
la dose maximale potentielle de 0,16 mSv/an?
2) Pendant la phase de surveillance
Trois scénarios ont été élaborés en
fonction du degré d'utilisation de l'eau des ruisseaux avoisinant
le CSM(V-3 Étude de dangers).
L'impact radiologique correspondant à ces trois scénarios
est alors calculé en situation normale de fonctionnement et en situation
accidentelle. L'hypothèse la plus pénalisante retenue en
situation normale de fonctionnement est la même que celle prise en
compte pour la période d'exploitation (toutes les eaux de lixiviation
percolent à travers les radiers et se retrouvent dans le terrain).
L'hypothèse la plus pénalisante retenue en situation accidentelle,
sans préjuger de sa cause, conduit à définir un accident
de référence (effondrement de la couverture sur 100 rn2
pendant
1 an, collecteur principal du RSGE inopérant,...) entraînant
un surplus de lixiviation par rapport à la situation normale (V-3.4,
Etude de dangers).
Les doses équivalentes calculées pour la population la plus
exposée (vivant à 2 km du nord du CSM) sont estimées
acceptables, même dans l'éventualité de survenue de
l'accident de référence et sans prendre en compte les interventions
correctives:
Principal Dose à
Situation Accident
radionucléide
normale
de
encause
référence
Scénario
1 Tritium
24 ans
0,0097 0,016
mSv/an mSv/an
Scénario2
Carbone l4
l00ans
0,10
0,17
mSv/an
mSv/an
Scénario
3 Strontium 90 107
ans
0,88
1,47
mSv/an
mSv/an
Quelle est la raison du choix de 24 ans, 100 ans, 107 ans et sur quelles
bases ont été déterminés les principaux radionucléides
en cause?
Comme pour l'impact en phase d'exploitation, on souhaiterait avoir connaissance
de la méthode de calcul.
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On note également l'insuffisance de l'étude des risques
non nucléaires liés à la présence de toxiques
chimiques
(VIII à XII, Étude de dangers); en effet, l'absence
d'inventaire, on ne peut affirmer que les quantités contenues dans
les déchets sont inférieures à celles contenues naturellement
dans les bétons (III-7.3, Étude de dangers). N'y a-t-il pas
une incohérence entre le fait de dire: «en ce qui concerne
les éléments toxiques Sb, Cd, Hg, Be, As et l'ion cyanure,..
il apparaît fortement improbable qu'ils soient présents en
quantités aussi importantes que celles présentes naturellement
dans les bétons» (III-7.3.10, Étude de dangers) et
le tableau du paragraphe III-7.2 relatif aux bétons, dans lequel
n'apparaissent ni le mercure, ni l'ion cyanure. Par ailleurs, des toxiques
pourraient se retrouver plus rapidement dans l'environnement par suite
de la corrosion des fûts et du béton par les solvants, acides
ou produits caustiques contenus dans les déchets. Ce risque existe-t-il
et, si oui, pour quels ouvrages? Si la nappe phréatique venait à
être contaminée par du mercure, de l'arsenic ou du cyanure,
pourrait-on identifier les ouvrages en cause? Quel serait le coût
d'une intervention corrective?
3) A la fin de la période
de surveillance
La définition de la banalisation du site est donnée au paragraphe XV-1 de l'Étude de dangers: «après la phase de surveillance, la radioactivité des déchets stockés est au niveau de la radioactivité naturelle et ne présente donc plus de risque radioactif pour les personnes et l'environnement».
Cette définition omet de considérer l'éventuel impact
des toxiques chimiques présents dans les bétons et les déchets.
L'impact sur l'environnement est estimé pour deux scénarios
d'utilisation du terrain:
* réalisation d'un chantier routier: dose engagée sur 50
ans = 1,4 mSv
* réalisation d'une zone résidentielle:
- dose engagée sur 50 ans (inhalation) =0,32 mSv
- dose engagée sur 50 ans (irradiation externe) =0,68 mSv.
Cet impact est estimé acceptable par l'exploitant au regard de la
réglementation actuelle mais, pour pouvoir émettre un
avis dans le cadre de la présente consultation publique, il est
nécessaire d'avoir communication de la méthode de calcul
utilisée (sur quelles bases la chaîne alimentaire est-elle
prise en compte)? Rappelons les termes du Rapport Desgraupes présenté
au Conseil Supérieur de Sûreté et d'Information Nucléaire
en octobre 1991 à propos de la communication dans le domaine de
la gestion des déchets faiblement radioactifs: ...«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»
(point 3 du résumé des recommandations).
D'autre part, quelles sont les limites des modèles retenus? Correspondent-ils
à des modèles de transferts par l'air. D'autres modèles
(transfert par les plantes) auraient dû également être
abordés. Les transferts par l'eau, évoqués dans la
RFS 1.2, ne semblent pas ici pris en compte. Il semble pourtant que l'étude
de sûreté pour le Centre de Stockage de l'Aube prend en compte
un troisième modèle - «Puits de l'Aptien» -conduisant
à des doses intégrées beaucoup plus élevées
(30 mSv à 364 ans essentiellement dus à l'iode 129).
En raison de l'incertitude sur les activités alpha stockées
et pour vérifier la sûreté du site lors de la banalisation
la CSPI demande qu'une campagne d'échantillonnage par carottage
soit réalisée enfin de période de surveillance.
XI.- Contrôle
des intrusions humaines, animales et végétales au cours de
la phase de surveillance
Sur ce point, les missidns de l'opérateur ne sont pas précisées
(VI-2-2, Etude de dangers). Le paragraphe «Maintenance et entretien
du Centre» (VI-2-2-2) traite essentiellement du contrôle radiologique
et des effluents.
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suite:
XII.- Impact
socio-économique
Des contreparties financières sous forme de taxes (taxe professionnelle,
foncier bâti, foncier non bâti) existent pour les collectivités
locales d'accueil pendant l'exploitation des installations nucléaires.
Elles contribuent à l'acceptation de ces installations.
Dans l'étude d'impact (II-4.2.2), il est précisé que
«les collectivités locales perçoivent les taxes dans
les conditions de la réglementation en vigueur». Aucune information
n'est donnée sur la réglementation actuelle et les conséquences
financières pour les collectivités. Les ouvrages de stockage
sont-ils considérés comme une propriété foncière
bâtie?
La fonction industrielle principale du Centre de Stockage de la Manche
est le stockage de déchets radioactifs; elle est maintenue, y compris
pendant les phases ultérieures à l'exploitation (surveillance).
Qu'en est-il de la fiscalité locale associée? Quelles sont
les bases associées? Cet aspect est-il pris en compte dans le budget
de surveillance (10 millions de francs par an pendant 300 ans) (IV-3,
Étude d'impact)?
XIII.- Remarques
diverses
* Il faut souligner l'abondance d'informations données dans ce dossier,
en particulier sur la géologie, l'historique et le fonctionnement
du CSM. Par contre, les chapitres relatifs au contenu radiologique et à
l'impact radioécologique demandent à être complétés.
Certaines des précisions demandées se trouvent vraisemblablement
dans l'étude de sûreté de 1988 qu'il aurait été
utile de pouvoir consulter.
* Par rapport aux travaux de génie civil potentiels (forages dans
la nappe phréatique en particulier), quel est le périmètre
de protection autour du CSM?
* Compte tenu de la loi de 1991 relative au stockage des déchets
radioactifs sur le territoire national, existe-t-il des déchets
étrangers sur le CSM et si oui quelles en sont les caractéristiques
(origine, nature, activité); un déstockage a-t-il déjà
été effectué ou sinon est-il envisagé?
* La lisibilité des documents de l'enquête publique est difficile
pour un public non spécialisé.
1.
«... le choix du site et la conception des zones de stockage devront
permettre que la nappe phréatique et les eaux des cours d'eau avoisinants,
même à leur niveaux les plus hauts, ne puissent pas atteindre
les déchets.
Ces niveaux seront explicités dans le rapport préliminaires
de sûreté déposé à l'appui de la demande
d'autorisation de création du centre de stockage concerné.»
2.
Cet
ordre de grandeur est confirmé par le bilan de l'activité
alpha stockée avant 1987 (300.000 GBq) selon une déclaration
de M. SCHERRER (SCSIN) aux membres de la Commission d'Information de La
Hague lors de la réunion de 6 mai 1991.
GLOSSAIRE DES SIGLES UTILISÉS
COGEMA
Compagnie Générale des Matières Nucléaires
CSM
Centre de Stockage de la Manche
CSPI
Commission Spéciale et Permanente d'Information près l'établissement
de La Hague
GBq
Gigabecquerels (109 Bq)
INB
Installation Nucléaire de Base
MBq
Mégabecquerel (106 Bq)
PWR
Pressurized Water Reactor
RFS
Règle Fondarnentale de Sûreté
RSGE
Réseau Séparatif Gravitaire Enterré
STE
Station de Traitement des Effluents
T.
B. Tranchée Bétonnée
TBq
Térabecquerels (1012 Bq)
T.O.
Tranchée Ordinaire
UNGG
Uranium Naturel-Graphite Gaz
p.30
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