L'ASN suspend l'autorisation du centre de radiothérapie IRIDIS de Croix (Nord) pour la prise en charge de nouveaux patients.
     Le centre de radiothérapie IRIDIS de Croix n'est plus en mesure de respecter l'obligation réglementaire de présence d'une personne spécialisée en radiophysique médicale pendant les traitements depuis le 13 juillet 2009. Cette situation a conduit l'ASN à suspendre l'autorisation d'utilisation des accélérateurs du service à compter de cette date.
     L'ASN avait déjà été amenée à prendre une décision similaire et à suspendre le 9 février 2008 l'autorisation du centre de radiothérapie de Gap (Hautes-Alpes), le 15 janvier 2009 celle du centre de radiothérapie de Blois (Loir-et-Cher) et le 28 février 2009 celle du service de radiothérapie du centre hospitalier de Roanne (Loire). Depuis, le centre de Blois a repris ses activités, la levée de suspension est en cours d'instruction pour le centre de Gap et la suspension d'autorisation du service de Roanne est toujours en vigueur.
     L'ASN considère que les conditions de sécurité des traitements ne sont pas réunies en l'absence de radiophysicien, dont l'article 6 de l'arrêté du 19 novembre 2004 impose la présence pendant la durée des traitements.
     Pour répondre à de telles situations qui sont susceptibles de se répéter dans les prochains mois, l'ASN considère qu'il est nécessaire de définir au niveau national des dispositions transitoires à mettre en œuvre localement par les centres de radiothérapie et les ARH, notamment grâce à une collaboration régionale entre les centres.
     Un cadre juridique adapté à ces dispositions transitoires, préparé par le ministère de la santé, sera publié prochainement, afin d'assurer un niveau de sécurité satisfaisant et permettre la poursuite des traitements sans pénaliser les malades.
     L'ASN a émis un avis favorable en avril dernier sur ces projets de texte.

Bilan trimestriel des événements en radiothérapie déclarés à l'ASN, classés au niveau 1 de l'échelle ASN-SFRO au cours du second trimestre 2009
     Entre le 1er avril et le 30 juin 2009, 7 événements ont été classés au niveau 1 de l'échelle ASN-SFRO. Ces événements, sans conséquence attendue pour la santé des patients, sont néanmoins analysés pour en tirer les conséquences (notamment en termes d'organisation) et éviter qu'ils ne se reproduisent.
     Les événements n'ont concerné, pour chacun d'entre eux, qu'un seul patient.
     Parmi ces événements:
     * 4 concernent une anomalie du positionnement du patient due à une prise en compte erronée de points de repères ou à une confusion de côté (sur 10 séances);
     * 2 déclarations ont porté sur des erreurs de mise en forme de faisceau (dysfonctionnements lors de la fabrication d'un cache, oubli de caches);
     * 1 événement concerne la délivrance d'une dose inappropriée due à une erreur de hauteur de la table sur 6 séances.
     Les événements de niveau 1 font l'objet d'investigations de l'ASN dans le cadre d'inspections, soit spécifiques, soit lors de l'inspection annuelle que l'ASN conduit dans chacun des centres de radiothérapie. L'ASN examine systématiquement les mesures correctives proposées par le centre après analyse de l'événement.
     Les mesures correctives pour la période considérée ont consisté notamment à formaliser et préciser les modalités de repérage pour la mise en place du faisceau, de réalisation des caches et de contrôle du positionnement du patient.

     Dans le cadre de la surveillance des INB prévue à l'article 40 de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006, une inspection courante a eu lieu le 23 juillet 2009 sur le thème: "exploitation." 
Synthèse de l'inspection 
     L'inspection du 23 juillet 2009, qui s'est déroulée sur l'installation Mélox a été consacrée à l'exploitation. Elle a permis de vérifier l'avancement de la production et des engagements pris par l'exploitant pour répondre aux demandes, touchant à l'exploitation de son installation, qui avaient été formulées lors de précédentes inspections. Les contrôles  réalisés par sondage ont portés sur: 
     - la réalisation de certains contrôles périodiques, 
     - le traitement des écarts de sûreté de l'année 2009 et en particulier les suites de l'événement significatif du 15 juillet 2009. 
     Le planning des autorisations programmées et des travaux en cours, ou à venir, a été présenté par l'exploitant. 
     L'objectif de production annoncé pour l'année 2009 est de 150 tonnes. L'exploitant a indiqué que l'indicateur, taux de rendement global (TRG) défini pour mesurer la performance de l'usine ne tient pas compte des requalifications nécessaires lors de la production «multidesign». La démarche TPM (total productive maintenance) est une démarche d'amélioration continue qui vise à faire progresser les performances globales de l'installation. Une des étapes à venir est l'amélioration du travail autour du multidesign. La gestion des rebuts excédentaires a été optimisée depuis 2008.

A. Demandes d'actions correctives 
     Une demande d'action corrective a été formulée lors de l'inspection. Depuis une réponse a été envoyée par l'exploitant (voir paragraphe C: observations). 

B. Compléments d'informations 
     A partir de la liste des contrôles des capteurs liés aux automatismes de sécurité criticité (ASC), présentée par l'exploitant, plusieurs comptes rendus de contrôle ont été demandés. Parmi ces contrôles, le résultat du contrôle périodique du capteur NDP 457 SM, n'a pas pu être présenté. Ceci a fait l'objet d'un constat d'écart notable. Depuis l'inspection un mail de l'exploitant atteste que les contrôles  périodiques de ce capteur ont bien été réalisés et qu'ils se sont déroulés lors des essais du mois de décembre 2006 (périodicité de 3 ans). 
     1. Je vous demande de me transmettre la fiche d'essais donnant les résultats des contrôles périodiques du capteur NDP 457 SM, liés aux automatismes de sûreté criticité avant le 01 septembre 2009. 
     Pour les automates de sûreté criticité mis en place depuis décembre 2006, les contrôles périodiques ne sont plus réalisés directement pour les capteurs sûreté criticité mais à partir des exigences de sûreté criticité. 
     2. Je vous demande de vous assurer que l'ensemble des exigences de sûreté vérifiées couvrent l'ensemble des contrôles des capteurs liés à la sûreté criticité.
     Le nettoyage des dépôts de nitrate d'ammonium mis en évidence en 2006 dans les gaines du circuit d'extraction du réseau de ventilation THD s'est poursuivi en 2007 et 2008. Les travaux sont actuellement arrêtés au niveau des ventilateurs. Un mode opératoire, pour cette phase particulière de nettoyage reste à rédiger en tenant compte du retour d'expérience du nettoyage déjà réalisé.
     3. Je vous demande de me transmettre le mode opératoire élaboré pour nettoyer les dépôts de nitrate d'ammonium restant dans les zones singulières. Le retour d'expérience des travaux précédemment réalisés devra être joint à cette demande, la quantité de nitrate d'ammonium issue de ce premier nettoyage devra être précisée et comparée avec l'estimation initiale. 
     En réponse à l'inspection du 23 août 2007, vous avez indiqué que les débits minimaux de ventilation à garantir dans les locaux d'entreposage seront les débits mentionnés dans le rapport définitif de sûreté. Toutefois, des contrôles périodiques ont mis en évidence que certaines valeurs mesurées étaient proches du débit de dimensionnement. Cependant, en dépit de l'existence de singularités sur certaines canalisations situées à proximité des points de mesure, vous n'avez pas pris en compte de marge d'incertitude sur les valeurs mesurées.

C. Observations 
     La déclaration de l'événement significatif du 15 juillet 2009 fait état du traitement d'un bouteillon d'huile active réalisé suivant le processus de traitement des huiles non actives. Les informations données à l'ASN dans la déclaration du 20 juillet 2009 ont été jugées incorrectes. En effet, contrairement à l'analyse de l'exploitant, l'ASN considère que les dispositions de sûreté pour réaliser cette intervention ne sont pas conformes aux limites et conditions d'exploitation. 
     Il a donc été demandé à l'exploitant de reprendre la déclaration de cet évènement en considérant l'événement sous les angles radioprotection et sûreté (notamment au titre de la défense en profondeur), en tenant compte des conséquences potentielles maximales, ainsi que des lignes de défense qui subsistent et de leurs dépendances. La déclaration au titre de la radioprotection et/ou au titre de la sûreté devra retenir le niveau le plus pénalisant. 
     Depuis l'inspection, une déclaration modifiée, indice B, a été transmise le 31 juillet 2009. 
     Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points au plus tard le 5 octobre 2009. Je vous demande d'identifier clairement les engagements que vous seriez amené à prendre et de préciser, pour chacun d'eux, une échéance de réalisation. 

Combustible thorium pour réacteurs
     Au sens strict, il n'existe pas de combustible thorium, puisque le thorium n'est pas fissile. Il ne peut entretenir une réaction en chaîne et ne peut pas être utilisé dans un réacteur, ni d'ailleurs pour faire une bombe.
     Mais le thorium est fertile. Quand on l'utilise mélangé à du plutonium, l'alliage (appelé MOX) peut alors être mis en réacteur. C'est le plutonium qui entretient la réaction en chaîne et le thorium absorbant un neutron se transforme en uranium 233(U233).
     Cet U233 est un élément artificiel qui est fissile. 
     De fait le Th232 produit de l'U233 de la même façon que l'U238 produit du Pu.
     L'U233 est un redoutable proliférant:
     - il n'a pas de fission spontanée, donc il n'y a pas besoin de concevoir un système de mise en oeuvre de la masse critique.
     - la masse critique pour déclencher la réaction en chaîne est plus faible que celles de l'U235 et du Pu239
     Les Etats-Unis ont testé une bombe à l'U-233 en 1955 (Operation Teapot).
     Quand on parle combustible "thorium" c'est pour rentrer dans un cycle formation U233, retraitement, réinjection de l'U233 dans un réacteur, puis retraitement et ainsi de suite.
     L'idée d'utiliser le thorium n'est pas nouvelle. Elle n'a pas réussi à s'imposer parce qu'elle pose de graves problèmes de prolifération. En effet, il faut du plutonium et pour cela il faut retraiter les combustibles U238/U235. On a donc 2 voies (Pu et U233)
     Sans retraitement, il est aussi impossible d'obtenir l'U233.

L'utilisation du thorium dans les Candu à l'essai
     Le Canada (Atomic Energy of Canada Ltd) essaie de relancer les procédés avec la Chine. L'AECL collabore avec 3 firmes chinoises (Third Qinshan Nuclear Power Co –TQNPC, Nuclear Power Institute of China –NPIC, China North Nuclear Fuel Corp-CNNFC). Un accord a été signé pour tester l'utilisation du thorium et pour étudier la mise en oeuvre technique et commerciale du procédé. Cet accord concluait un séminaire sur la mise en valeur du Candu 6 et du combustible thorium. Il a été signé par le Consul général canadien et les 3 firmes chinoises.
     Le vice-président de AECL a déclaré "Les Candu ont la possibilité d'être une contribution majeure à la réduction de la dépendance chinoise à ses importations de combustible, en lui permettant d'utiliser ses ressources locales en thorium. Cette signature initie la possibilité d'utiliser le combustible thorium dans les Candu."
     La phase 2 de la coopération (novembre 2008) porte sur l'utilisation de l'uranium obtenu après retraitement du combustible Candu. La réponse devrait être donnée fin octobre 2009, avec en plus un bilan économique portant sur l'utilisation de combustible thorium.
     AECL assure avoir fait des essais sur l'utilisation du thorium pendant 50 ans, essais qui ont aussi eu lieu sur un Candu prototype au Canada, avec des succès prometteurs semble-t-il? 
     Ces essais se feront sur le site de Qinshan (phase 1: 1 REP, phase 2: 2 REP, phase 3: 2 Candu -démarrés en déc 2002 et juillet 2003)

     Entre le début des années 1950 et la fin des années 1970, le gouvernement des Etats-Unis a développé les combustibles au thorium, tout d'abord pour les armes. L'Atomic Energy Commission (AEC) a abandonné (vers 1955) l'idée d'utiliser de l'U233 pour les armes, suite à la présence d'U232 (74 ans) entraînant des problèmes d'exposition radioactive. Des concentrations aussi faibles que 5ppm exposent à des risques trop élevés pour mener à bien une production de têtes nucléaires. L'U232 est 80.000 fois plus radioactif que l'uranium naturel. Le thorium a aussi été utilisé pour ralentir la détérioration des protections biologiques sur les réacteurs militaires (plutonigène "dit une passe", type G1 français) de Hanford.
     Du milieu des années 1960 au milieu des années 1970, l'AEC a essayé de développer un programme  de réacteur surgénérateur au thorium. Des milliers de tonnes de thorium ont été transformées dans certains réacteurs aux Etats-Unis. Environ 2 tonnes d'U233 ont été produites et séparées à Hanford, Savannah River et West Valley. Beaucoup plus radioactif que l'uranium, le combustible thorium s'avère accroître les problèmes à chaque étape. Tenter de recycler le thorium usé s'avère être très difficile à cause d'un niveau élevé de radiation. Pour finir le taux de surgénération étant trop faible, le programme fut abandonné à la fin des années 1970.
     Maintenant le gouvernement américain a qualifié l'U233 de déchets et a du mal à traiter le sujet. Le Département de Défense est confronté à des milliers de fûts de thorium stockés comme une partie des réserves stratégiques militaires. Les résidus radioactifs oubliés sur les sites DOE sont bien dérangeants. 

     L'Autorité de sûreté nucléaire, ayant examiné, en application de l'article 4 de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, le projet d'arrêté fixant la composition du dossier et les modalités d'information des consommateurs prévus à l'article R.1333-5 du code de la santé publique transmis par le Ministère de l'écologie, de l'énergie, du développement durable et de l'aménagement du territoire – Mission sûreté nucléaire et radioprotection – par lettre DGPR/SRT/MSNR/BM/2008.095 du 10 octobre 2008-.
     Vu la directive 96/29 Euratom du Conseil du 13 mai 1996 fixant les normes de base relatives à la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre les dangers résultant des rayonnements ionisants,
     Vu le code de la santé publique,
     Vu la loi n°2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs,
     Considérant:
     1. la position constante de la France en matière de gestion des déchets nucléaires, fondée sur un principe d'absence de seuils de libération des radionucléides afin, en particulier, d'éviter la dilution des déchets comme mécanisme d'élimination, notamment en les ajoutant à des biens de consommation;
     2. l'application du principe de justification de la radioprotection, notamment dans le nucléaire dit “de proximité”, qui doit inciter, autant que possible, les industriels à rechercher des méthodes de substitution et de nouvelles technologies permettant de réduire le recours aux rayonnements ionisants;
     3. le fait que le dispositif prévu par les articles R. 1333-4 et - 5 du code de la santé publique, en ce qu'il fait porter l'appréciation des avantages de toute nature procurés par l'addition de radionucléides au regard des seuls risques sanitaires alors que l'application des principes ci-dessus impliquerait de prendre en compte l'ensemble des inconvénients potentiels, conduit à favoriser le développement de dispositifs contenant des radionucléides et à dissuader les industriels de rechercher des méthodes de substitution ou de nouvelles technologies permettant de réduire le recours aux rayonnements ionisants;
     L'ASN donne un avis défavorable à ce projet d'arrêté, qui tend à banaliser la délivrance de dérogations.