La G@zette Nucléaire sur le Net! 
N°147/148
Commentaire de l'ACRO
sur l'enquête publique pour l'entrée en phase de surveillance du C.S.M.
(avec accès au dossier "Energie nucléaire et santé" / répertoire spécial "TRITIUM"!)
Pour tout contact : ACRO, 14 rue Savorgnan de Brazza - 14000 Caen
 
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:
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
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:
     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
     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 souhaitons que soit pratiquée une réelle politique de transparence et à ce titre que soit publiée l'intégralité de données. Compte tenu des lacunes du document d'enquête soulignées auparavant, notre association souhaite être destinataire du Rapport de Sûreté établi en 1988 pour le C.S.M. Nous adresserons un courrier en ce sens à Monsieur le Directeur Général de l'ANDRA.
· Nous suggérons que la Commission d'Enquête rende un avis négatif quant à la demande actuelle présentée par l'exploitant.

     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.


· Enfin, si le passage en phase de surveillance est d'abord un problème administratif de statut, il est des problèmes plus urgents qui demandent réparation. Les situations dégradées qui perdurent depuis près de 20 ans, tout particulièrement la contamination de nappes phréatiques, ne sont pas admissibles.

     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:
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

Evolution dans le temps du C.S.M.
EVOLUTION DES PRINCIPES DE GESTION

INFRATOME (69-78):
Stockage de fûts FA en tranchées pleine terre TO1, TO2, TO3 (seule TO1 sera reprise en 81-82)
Stockage de blocs de béton et fûts bétonnés FA directement en terre recouverts de terre engazonnée
Stockage en vrac ou fûts contenant des déchets MA en tranchées bétonnées
Réseau pluvial uniquement - exutoire: la Ste Hélène
Stockage de colis jusqu'à 10 Ci a/t (Com. Castaing)
TRANSITION (76-83)
Demandes des autorités de sûreté et période de réflexion (Groupes d'experts) - 
Cahier des charges C.E.A. pour les différents colis (prise en compte des études de lixiviation)
Mis à part quelques modifications, ces études n'ont pas débouché sur une véritable caractérisation et un agrément des colis de déchets.
Prise ne compte d'une limite a «plus stricte» de 1Ci/t (1977)
1976: «Incident Tritium». Il conduira à la mise en place d'un Réseau Séparatif (début 80), mais disposé dans des fossés pluviaux il se dispersait dans le réseau pluvial.
Exutoire: La Ste Hélène.
A partir de 79, aucun colis contenant des alpha n'a été stocké dans des structures succeptibles d'être atteintes par la nappe phréatique.
Les besoins de tenue dans le temps des structures commencent à être pris en compte.
Le risque sismique est pris en compte à partir de 82.
VOLUMES STOCKÉSpour ces deux périodes:
de 1969 à 1984: 235.245 m3 soit 45%

 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.


VOLUMES STOCKÉS pour cette période:
de 1985 à 1994: 291.405 m3 soit 55%

1994 Mise en place de la couverture définitive

Objectif de sûreté limiter à quelques litres par m2 et par an le débit d'eau susceptible d'atteindre les ouvrages.
Le difficile confinement du Tritium
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

La fermeture du centre de stockage de la Manche
Enquête publique ou... circulez, il n'y a rien à voir
Commentaires ACRO
     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:
     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
L'inventaire détaillé souligne de graves atteintes à la sûreté

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...


     Remarque : Pour les émetteurs alpha, les autorisations n'ayant pas été rendues publiques, nous pouvons comparer aux autorisations de stockage délivrées pour le Centre de stockage de l'Aube (C.S.A.), qui a pris le relais du C.S.M.
2) De nombreux émetteurs alpha interdits sur le C.S.A. sont présents en quantité importante dans des colis non enrobés sur le C.S.M. Pour les autres alpha, présents sur les deux sites, le C.S.M. présente des quantités 3 à 800 fois plus forte que le C.S.A., pourtant conçu pour accueillir le double de déchets radioactifs.
TABLEAU No 2
Comparaison des émetteurs alpha stockés sur le C.S.M. et sur le C.S.A.
* Le PU 241, émetteur béta-gamma, se transforme très vite en Am241 puis en NP 237.

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!

     En conclusion, une question vient inévitablement à l'esprit. Les autorités de sûreté avaient-elles connaissance d'une situation aussi grave au regard de la sûreté du site ? et si oui, en vertu de quoi ont-elles laissé se dérouler le processus de recouvrement et de fermeture du C.S.M.?
Caen, le 6 décembre 1995
p.14
Réponse de l'ANDRA
au questionnaire de la coordination Vienne-Charente transmis le 27.06.95
aux membres de la CLI en préalable de la visite de l'usine de retraitement
COGEMA
de la Hague du 04.06.95
     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)


     · Est-on sûr de l'état des colis stockés? Les plus anciens ont-ils été reconditionnés?
     · Est-on sûr qu'une telle étanchéité durera 300 ans?

     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.


· Qui assurera pendant 300 ans la surveillance radiologique?

     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.


· Est-on sûr que la partie argileuse de la couverture ne présentera pas un jour des fissures qui la rendront perméable?
     Il n'y a pas de partie argileuse dans le sandwich de terres et de bitume qui forment la couverture définitive. L'élément essentiel de protection est constitué par une membrane bitumineuse dont l'imperméabilité est surveillée par un réseau de drainage qui permet de détecter toute défaillance de la couverture. Des caméras vidéos et des mesures topographiques contrôlent par ailleurs l'évolution du site. En outre, la membrane a justement été choisie pour être déformable et résister à d'éventuels tassements. Si un défaut dans l'étanchéité apparaissait, la membrane a été conçue pour être réparable rapidement.

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.


· Des animaux fouisseurs (vers, rongeurs, etc.,) ne peuvent­ils pas disséminer la radioactivité?

     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.


· On a prévu la couverture, mais a-t-on assuré l'étanchéité du sol? Qu'est-ce qui est prévu dessous pour s' opposer à la migration des radioéléments en cas de rupture de confinement, considère-t-on que le sous-sol constitue un filtre suffisant?

     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.


· A ce propos dans les laboratoires souterrains, est-il prévu entre le colis et la roche encaissante un confinement supplémentaire ? En quoi sera cette barrière ?

     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.


· Des travaux de nettoyage et de décontamination sont-ils prévus après la fermeture du site ?

     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.


· Où sont évacuées et stockés les terre contaminées

     Il n'y a pas de terres contaminées stockées sur le Centre de la Manche.
p.15
· 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.


· En sera-t-il de même pour la création des sites d'enfouissement recherchés par l'ANDRA, c'est-à-dire y aura-t-il une nouvelle enquête lors de la création du site de stockage ou bien celle qui aura précédé le "laboratoire" va-t-elle suffire ?

     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 1987, l'ACRO (Association de Contrôle de la Radioactivité dans l'Ouest, 18, rue Savorgnan de Brazza, 14000 Caen) a mis en évidence une pollution radioactive de la rivière Ste-Hélène, confirmée par l'JPSN et le SPR-Cogéma. Quelles explications ont été fournies et quelles démarches entreprises pour enrayer le problème ?

     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.


· En 1976, un accident reconnu aurait conduit à la fuite dans le sous-sol de 1.850.000 Gbq soit 500.000 Ci. Quelle est la nature de cet accident ? Quelle information a été donnée à l'époque? Des mesures de protection ont-elles été prises pour protéger les populations (notamment pour l'alimentation en eau des gens et du bétail)?

     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).


· En ce qui concerne la pollution en tritium pourquoi depuis 1986, les relevés piézométriques (relatif à la nappe phréatique) internes au site ne sont-ils plus communiqués au public? Les taux de tritium sont très élevés. Y aurait-il quelque chose de gênant à cacher?

     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:
     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.


· Les incidents évoqués précédemment sont parfois liés à un confinement défectueux. M. Kaluzny lui-même a reconnu que le problème des fûts anciens (1964-66) était le point noir de l'usine. De tels déchets ont-ils été reconditionnés ?

     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.


· Verre, béton, bitume? et pour combien de temps? Comment peut-on prévoir la durée d'un emballage? La seule chose que l'on sache par expérience, c' est que la durée n' est pas très longue pour certains. Apparemment, on n'est pas sûr du confinement béton/bitume notamment pour des éléments fortement corrosifs comme les déchets radifères.
· Première implication: cette absence de certitude sur la fiabilité des barrières de confinement pose donc, entre autres, le problème de la réversibilité d'un stockage géologique. A quoi faut-il s'en tenir réversible? Irréversible? Les informations qui nous parviennent à ce sujet sont des plus contradictoires. L'incertitude à tout niveau est une stratégie à laquelle nous sommes malheureusement habitués.
· Autres implication dans le cas d'un site d'enfouissement en couche profonde, est-ce qu il ne faudra pas prévoir une unité de reprise et de reconditionnement en cas d'accidents ?

     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.
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     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.


· Le stockage de déchets B et C va inclure des déchets militaires et conditionner le statut des centres d'enfouissement en couches géologiques profondes. Ils vont être soumis au secret défense. Et les contrôles et prélèvements effectués ne pourront pas être contre-expertisés par des laboratoires indépendants, seuls garants de la transparence et de la sécurité des populations. La question est: confirmez-vous 1' hypothèse précédente ? (référence décret 95.540, du 4 mai 95 titre 1er, article 4).

     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).


· Qui effectuera le "point 0" préalable à la construction de ces centres d'enfouissement ?

     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:
Sur la notion d'intérêt public


· Est-il acceptable de stocker sans connaître les risques liés aux contenus? aux emballages? aux réactions de la roche? A ce jour, les Laboratoires d'étude méthodologique instrumenté (LEMI) n'ont pas apporté de certitude. Dans le faible intervalle qui sépare le laboratoire du choix des sites d'enfouissement pensez-vous honnêtement qu'on en saura davantage?

     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.


· Estimez-vous que la gestion et la prospérité d'un établissement public doivent primer sur la sécurité des populations? Est-ce que cela ne vous rappelle pas quelque chose?

     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'ANDRA pour assurer la rentabilité de ses activités (ou la Cogéma pour faciliter un contrat de retraitement!) offrira­t-elle un jour la possibilité de stocker des déchets étrangers ?

     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
pages 18 à 25, voir:
1) L'enfouissement des déchets (M.Sené)
2) Rejets chimiques des centrales
Commission Spéciale et Permanente d'Information auprès de l'Etablissement de la Hague
Enquête publique pour l'entrée en phase de surveillance
du centre de stockage de la Manche
Remarques et questions de la C.S.P.I.
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:
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.
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 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:
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.
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  * 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:
    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:
933 000 tonnes/526 650 m3 = 1,77 t/m3
(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:
485.496 GBq - 190.841 GBq = 294.655 GBq [2]
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)
 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.
 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
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