Gazette Nucléaire

La G@zette Nucléaire sur le Net!
G@zette N°211/212

Le calcul de risque de leucémie, attribuable aux rayonnements ionisants,
établi par le GRNC
et son évolution en fonction des examens successifs
Pierre Barbey et Jean Claude Zerbib

     Cette synthèse résume les évolutions successives du calcul du risque, réalisé par le GRNC, depuis la première évaluation du risque de leucémie des moins de 25 ans du canton de Beaumont-Hague, publiée en juillet 1999. Elle ne reprend pas les paramètres de dose individuelle et de dose collective qui fondent le calcul de risque, couples de données “dose-risque” qui, bien évidemment, évoluent parallèlement avec la valeur estimée du risque. Mission 1 du GRNC
Rapport du GT4 et rapport de synthèse      Juillet 1999
     Le débat suscité par l'existence d'une tendance à un excès de cas de leucémies constatées chez les moins de 25 ans, entre 1978 et 1992, dans le canton de Beaumont-Hague [1] ainsi que le lien, suggéré en 1997, avec notamment la consommation de produits de la mer locaux et la fréquentation des plages [5] ont conduit les pouvoirs publics à demander la réalisation d'une analyse radiologique approfondie en vue d'en déduire l'impact sanitaire associé (en terme d'incidence de leucémies).

     Pour répondre à cette demande, le Groupe Radioécologie Nord Cotentin (GRNC) a effectué une reconstitution des doses à la moelle osseuse (organe cible pour le risque de leucémie) reçue par la population des jeunes de 0 à 24 ans (inclus) du canton de Beaumont-Hague. L'objectif étant d'évaluer pour la période couverte par les études épidémiologiques (1978 à 1996) le nombre de leucémies radioinduites attribuables aux doses cumulées consécutives aux rejets d'effluents liquides et gazeux radioactifs des Installations Nucléaires de Base (INB) du Nord Cotentin de 1966 à 1996.
     Ce travail est complémentaire de celui mené par le professeur Spira concernant l'extension du suivi épidémiologique (1993-96 puis 98) des populations du Nord Cotentin [6], [4].
     Le calcul du risque collectif effectué par le GRNC a nécessité la reconstitution d'une cohorte d'individus (6556) du canton de Beaumont-Hague ayant eu entre 0 et 24 ans durant la période 1978-1996.
     Les résultats de ces calculs de risque de leucémie [7], [8], auxquels le GRNC a abouti en juillet 1999, au terme de sa première mission, sont résumés dans le tableau 1 ci-dessous.

p.9

Tableau 1
Nombre de cas de leucémies, pour la période 1978-96,
associées aux doses délivrées, par l'ensemble des radionucléides, à la moelle osseuse

(*) Il s'agit ici de la variation qui serait liée à l'application d'un calcul de risque selon le modèle multiplicatif (BEIR V) par rapport au modèle additif (UNSCEAR 94 “modifié”) qui a été retenu par le GRNC. (**) En toute rigueur, le “total risque” devrait prendre également en compte la valeur relative à l'exposition “in utero” de chaque composante venant s'ajouter au risque lié aux rejets de routine.

     Commentaires:
     - Le nombre de cas de leucémies, observés entre 1978 et 1996, est égal à 4 tandis que le nombre de cas “attendus” (nombre de cas que l'on aurait si les taux d'incidence du canton de Beaumont-Hague étaient identiques à ceux estimés pour la France entière), calculés par le GRNC[7], est égal à 1,91. Le nombre de cas en excès est donc de 2,1 cas.
     Cette valeur des cas excédentaires est très éloignée du nombre calculé de cas attribuables aux rejets d'effluents radioactifs chroniques et accidentels des INB du Nord Cotentin (0,0017 cas). Nous verrons plus loin (“Mission 3A”) que le calcul d'incertitude réduit l'écart entre les cas “attendus” et les cas “attribuables” sans pour autant être en mesure d'expliquer l'excédent.
     - Le nombre de cas de leucémies, pouvant être associé aux expositions “ ex utero ” liées aux autres sources d'exposition aux rayonnements ionisants (naturelle, médicale, “retombées” des essais atmosphériques d'armes nucléaires et de l'accident de Tchernobyl), a été évalué afin de mettre en perspective cette donnée avec l'estimation du risque calculé pour la cohorte.
     L'impact sanitaire de ces expositions est estimé à 0,835 cas, pour la période 1978-96. Ce risque est attribuable en quasi-totalité [8] aux expositions naturelles (74,1%) et médicales (24,3%).

Mission 1 du GRNC - Supplément A
Réévaluation du risque relative au percement de la conduite de rejet en mer des effluents liquides de La Hague, survenu fin 1979
Rapport complémentaire au rapport de synthèse (septembre 2000)
(demande ACRO, octobre 1999)

Cette réévaluation [10] est liée à la prise en compte des mesures complémentaires de strontium 90 dans l'environnement marin et, de manière consécutive, à une plus longue durée de l'impact (1979-81 au lieu de 1979-80). Elle a conduit à retenir deux hypothèses de calcul pour l'ensemble de la cohorte. Le résultat du calcul de risque collectif, lié à l'incident de percement de la conduite de rejet en mer des effluents liquides radioactifs des usines Cogema-La Hague, est augmenté d'un facteur 8 selon la première hypothèse et d'un facteur 6 selon la seconde hypothèse. Ces résultats sont résumés dans le tableau 2 ci-dessous:

(suite)

suite:
     Commentaires:
     - Le strontium 90 se fixe sur l'os, aussi les particules bêta très énergétiques émises par les strontium-yttrium 90, couple de radionucléides en filiation, ont un impact dosimétrique important sur la moelle osseuse. Cette particularité métabolique explique l'augmentation significative de la réévaluation dosimétrique.
     - Les nouvelles valeurs de l'impact sanitaire dû au percement de la conduite de rejet des effluents radioactifs en mer montrent que la prise en compte de deux incidents significatifs survenus en 1979 et 1981 conduit à pratiquement doubler le risque lié aux 31 ans de rejets chroniques d'effluents liquides et gazeux des installations nucléaires du Nord Cotentin.

Mission 1 du GRNC - Supplément B
Rapport relatif à l'opération de démontage de l'ancienne conduite de rejets en mer réalisée en 1985
(demande ACRO, relayée par la CSPI)
Mai 2002

     Le Groupe de travail en charge de cette analyse [11] a conclu que cet incident s'est traduit par un marquage particulier par du césium 137 et du cobalt 60, pour la seule année 1985 (avec une légère traînée en 1986) mais limité géographiquement à l'Anse des Moulinets et donc peu susceptible de modifier significativement des données de risque qui portent sur la cohorte.
     Il n'a pas été procédé à une réévaluation du risque pour cette question particulière dans la mesure où l'augmentation des niveaux de contamination mise en évidence (fucus et patelles), décelée mais non expliquée [12], figurait dans les données prises en considération pour les calculs de dose.
     Il faut cependant noter que le Groupe de travail a regretté l'absence de données relatives au   marquage éventuel de l'environnement marin par le strontium 90, radionucléide dont on connaît l'important impact dosimétrique sur la moelle osseuse.

p.10

Tableau 2 Nombre de cas de leucémies après la réévaluation des doses délivrées à la moelle osseuse par le strontium 90, suite au percement de la conduite de rejet en mer (fin 1979)

(*) Il s'agit ici de la variation qui serait liée à l'application d'un calcul de risque selon le modèle multiplicatif (BEIR V) par rapport au modèle additif (UNSCEAR 94 “modifié”) qui a été retenu par le GRNC.
(**) Valeur moyenne du risque relatif aux deux hypothèses faites pour reconstituer les activités moyennes dans l'environnement marin (N°1 et 2 : 0,0008 et 0,0006). Avant la prise en compte des résultats de mesures complémentaires en 90Sr, le nombre de cas associé à l'incident de percement de la conduite était égal à 0,0001.

Mission 1 du GRNC - Supplément C
Rapport relatif à la réévaluation des rejets d'iode 129
(demande WISE-Paris, mai 2001)
Juin 2002

     Des résultats de mesure de l'activité en iode 129 des effluents gazeux des usines de La Hague sont disponibles depuis 1977 et à compter de 1988 pour les effluents liquides rejetés en mer. Le GRNC a pu donc disposer des mesures de l'activité totale rejetée entre 1988 et 1996.
     En confrontant ces valeurs avec celles de l'activité de l'iode 129 présent dans les combustibles au moment de leur retraitement, il est apparu, notamment entre 1988 et 1993, un écart de bilan (compris entre 14,5% et 30,3% de l'activité du combustible) que le GRNC a observé et signalé ([13], page 144, fig. 11c), mais pour lequel il n'a pas fourni d'explication, voir tableau 3.
     WISE-Paris a étudié ces écarts et calculé de nouvelles valeurs de l'impact dosimétrique de l'iode 129 en faisant plusieurs hypothèses afin de boucler le bilan (sous-évaluation des rejets gazeux ou liquides) mais également en calculant de nouvelles valeurs de l'activité de l'iode 129 produit dans le combustible, sur la base des valeurs de paramètres publiées par l'AEN/OCDE et la Commission spécialisée des Nations Unies. Les activités ainsi calculées sont significativement supérieures à celles calculées par le GRNC, ce qui a pour effet d'augmenter encore l'écart de bilan.

     Afin de répondre aux questions posées, le GRNC a créé un Groupe de travail qui a examiné tous les aspects du problème soulevés par WISE-Paris. Il en découle les points suivants [14]:
     -La vérification expérimentale du code de calcul “César 4” utilisé par le GRNC pour estimer les activités d'iode 129 formées dans les combustibles permet de valider les valeurs utilisées. La convergence observée depuis 1995 entre l'activité mesurée dans les effluents et celle estimée du combustible conforte la validité des calculs ;
     -Le contrôle des méthodes de mesure de l'activité des effluents gazeux (cartouches de charbon actif) et des étalonnages des chaînes de mesure mis en oeuvre par l'exploitant a montré qu'ils sont conformes aux pratiques des laboratoires agréés ;
     -L'écart de bilan mis en évidence est dû à une faille dans la technique d'extraction de l'iode, utilisée dans la préparation de l'échantillon liquide représentatif des rejets effectués par les usines.      Lors d'une étape de la préparation chimique du prélèvement, l'iode se trouvait en phase gazeuse et une fraction s'échappait de l'échantillon, ce qui conduisait à la sous-évaluation de l'activité présente dans les rejets liquides
     -Les dernières données disponibles, publiées par l'UNSCEAR (rapport de l'an 2000), conduisent à des valeurs d'activités produites dans le combustible très voisines de celles calculées par “César 4”.

p.11

Tableau 3
Nombre de cas de leucémies après la réévaluation des doses à la moelle osseuse,
délivrés par l'iode 129 présent dans les rejets liquides

(*) Il s'agit ici de la variation qui serait liée à l'application d'un calcul de risque selon le modèle multiplicatif (BEIR V) par rapport au modèle additif (UNSCEAR 94 “modifié”) qui a été retenu par le GRNC.
(**) La composante du risque due aux rejets d'iode 129 est très faible. L'incrément de risque lié au réexamen à la hausse de l'activité des rejets liquides d'iode 129 (6.10-9 au lieu de 4.10-9, soit +50% ), est sans influence sur la valeur du risque d'induction de leucémie dû à l'ensemble des rejets de routine.

     Commentaires:
     - Les écarts de bilan observés entre l'activité de l'iode 129 présent dans le combustible lors du retraitement et celle présente dans les effluents liquides et gazeux des usines de La Hague étaient liés à une sous-évaluation de l'activité des effluents liquides rejetés avant 1994.
     Les corrections effectuées sur les activités des effluents liquides n'entraînent pas d'augmentation du risque de leucémie.
     - LA SAISINE DE WISE-PARIS PORTAIT ÉGALEMENT SUR DES DOMAINES QUI DÉPASSAIENT LE CADRE DE LA MISSION DU GRNC COMME PAR EXEMPLE LES TECHNIQUES DE PIÉGEAGE DE L'IODE, LA DOSE COLLECTIVE MONDIALE OU CELLE DES ÉTATS MEMBRES DE L'EUROPE DUE NOTAMMENT À L'IODE 129 DANS LES REJETS D'EFFLUENTS LIQUIDES.

Mission 1 du GRNC - Supplément D
Rapport relatif au réexamen des risques associés au curium 244
(demande COGEMA, février 2002)
Juillet 2002

En février 2002, l'IPSN a publié une étude concernant le comportement des radionucléides dans l'environnement. L'un des résultats concernait la valeur du “ coefficient de distribution” (K_d) du curium 244 dans les sédiments. La valeur trouvée pour ce Kd est 100 fois plus faible que la valeur médiane recommandée par l'AIEA, laquelle avait été retenue par le GRNC pour ses calculs de risque. Cette nouvelle valeur, proche de celles des autres transuraniens, comme le plutonium ou l'américium, qui possèdent des propriétés physico-chimiques voisines de celles du curium, est retenue pour conduire une réévaluation du risque. Le curium 244 contribuait au risque collectif total, dû aux rejets de routine, à hauteur de 9 % (ingestion de sable contaminé) et à 7% du risque associé à l'incident de percement de la conduite de rejet en mer survenu au cours du dernier trimestre 1979.
A la modification significative - réduction d'un facteur 100 - de la valeur du Kd du curium 244 dans les sédiments (2.10⁴ l/kg sec au lieu de 2.10⁶ l/kg sec) vient s'ajouter celle due à la quantité de sable ingérée par les enfants de 0 à 2ans (réduction d'un facteur 3,3), déduite des travaux du GT Incertitudes.

(suite)

suite:
    La valeur du K_d utilisée pour les calculs du GRNC était celle préconisée par l'AIEA et la quantité de sable ingérée était celle retenue par le NRPB (5 g/an réduit à 1,5 g/an).
     La réévaluation du risque total [15] n'a pas d'incidence en ce qui concerne l'exposition externe car le curium 244 est un radionucléide émetteur alpha et X, mais elle réduit d'un facteur 100 le risque d'exposition interne associé à l'ingestion de sable contaminé par le curium 244.
     La réduction du K_d affecte la valeur du risque associé aux rejets de routine et celle relative au percement de la conduite de rejet en mer, survenu fin 1979. Le risque collectif total s'en trouve diminué de la façon suivante: Tableau 4
Variations relatives et absolues du nombre de cas de leucémies associés aux doses délivrées par le curium 244

En prenant en compte ces modifications qui affectent le calcul de risque collectif total tant pour les rejets de routine que pour l'incident de percement de la conduite de rejet en mer, le tableau devient alors: Tableau 5
Nombre de cas de leucémies associées aux doses à la moelle osseuse, après la réévaluation des doses délivrées par le curium 244

     Commentaires:
     La réduction importante de la valeur du " coefficient de distribution", K_d, du curium 244 dans les sédiments (facteur 100) et celle de la quantité de sable ingérée par l'enfant de 0 à 2 ans (facteur 3,3) se traduisent par une réduction de 12% de la valeur du risque total de leucémie dû aux rejets de routine (0,00079 cas au lieu de 0,0009 cas).
     La modification des deux paramètres entraîne également, dans le cas de l'incident de percement de la conduite de rejet en mer, une réduction d'environ 9% de l'impact sanitaire (0,00064 cas au lieu de 0,0007 cas).

p.12

Mission 1 du GRNC - Supplément E
Rapport du Groupe de travail -Ruthénium 106- relatif à l'analyse des incidents de rejets atmosphériques survenus en mai et octobre 2001 dans les usines de La Hague
(demande du Directeur de la DGSNR – déc 2001)
Juillet 2002

     Les 18 mai et 31 octobre 2001, il est apparu que des contaminations accidentelles en ruthénium-rhodium 106, de l'environnement proche des usines de La Hague, n'étaient pas corrélées à l'activité de ces radionucléides mesurés en sortie des émissaires d'effluents gazeux (écart voisin de 500 entre l'activité mesurée en "sortie cheminée" et l'activité calculée correspondant aux dépôts mesurés).
     Le Directeur de la DGSNR saisissait alors la Présidente du GRNC fin décembre 2001.
     Dans un courrier préliminaire (26/01/02) qui annonçait la création d'un Groupe de Travail spécialisé pour analyser les écarts de mesure observés, la Présidente du GRNC informait le Directeur de la DGSNR du fait que les rejets atmosphériques de ruthénium106 n'avaient pas été pris en compte dans l'analyse d'incertitude, qui doit encadrer le résultat du calcul de risque de leucémie, car ce radionucléide contribuait pour moins de 0,5% au risque (estimation   rétrospective pour la période 1978-1996).
     L'analyse détaillée effectuée par le GT-Ruthénium 106 a montré que les écarts de mesure étaient dus au fait que, dans le cas d'une surpression incidentelle, survenant au niveau des ateliers de vitrification, les composés gazeux présents dans le calcinateur passent dans la cellule où est implantée la ligne de vitrification. Du ruthénium est émis sous forme d'aérosols (RuO₂) mais aussi sous forme de gaz (RuO₄). Comme cette cellule ne dispose que d'une épuration des aérosols par filtres THE, le traitement de la fraction des gaz passant dans la cellule n'est pas assuré [16].
     En outre, la fraction du rejet sous forme gazeuse, mesurée en sortie de l'atelier de vitrification, n'était pas décelée par les systèmes de contrôles placés en sorties d'émissaires des usines, prévus pour mesurer les seuls aérosols de RuO₂. La forme gazeuse RuO₄ est instable dans l'air à température ambiante. Les particules ultra-fines de RuO₂ formé se déposent très rapidement, occasionnant des dépôts dans les gaines de ventilation, les circuits de rejet et dans l'environnement proche.
     Une analyse effectuée sur les filtres en sortie de cheminée des usines a permis de vérifier qu'il n'y avait pas eu de rejet de strontium 90 décelable (A<0,023 Bq.m^-3). En outre, le GT a vérifié qu'il n'y avait pas d'autres radionucléides pouvant se trouver, dans certaines conditions, sous forme de gaz et d'aérosols.
     S'agissant d'incidents, le GT-Ruthénium 106 a procédé à des évaluations d'impact sanitaire en terme de dose individuelle pour l'individu le plus exposé aux rejets atmosphériques (habitant du hameau du Pont Durand, zone placée sous les vents dominants par temps de pluie) et n'a donc pas procédé à une étape de réévaluation du risque collectif relatif à la cohorte en faisant des hypothèses sur d'éventuels rejets de RuO4 effectués durant la période d'étude rétrospective de la cohorte.
     De 1994 à 2001, comme le rappelle le rapport du Groupe, les rejets gazeux de ruthénium sous forme d'aérosols ont augmenté de plus d'un facteur 200 alors que dans les rejets liquides les niveaux de ruthénium sont restés à peu près constants. Cet accroissement de l'activité des rejets gazeux est inexpliqué car il n'est directement corrélé ni aux activités retraitées ni aux activités des produits de fission vitrifiés depuis 1989.
     L'estimation de l'impact sur un adulte, en terme de dose efficace, des rejets chroniques et incidentels, faite par le GT-Ruthénium 106 donne les résultats suivants [17] dans le tableau 6 ci-dessous.

(suite)

suite:
     Commentaires:
     - Si le ruthénium 106 était un radionucléide qui avait une contribution à la dose négligeable durant la période couverte par les travaux du GRNC, son impact, dû en majeure partie aux rejets atmosphériques, a été plus significatif en 2001.
     - Les deux incidents, survenus en mai et octobre 2001, ont augmenté l'impact des rejets en RuRh106 d'un facteur 18.
     - Afin de piéger le ruthénium en phase gazeuse, l'exploitant a installé des filtres industriels de type PVP au niveau de la deuxième barrière de filtration.
     - Le Groupe a exposé dans son rapport plusieurs mécanismes susceptibles de mieux rendre compte du comportement de la phase gazeuse (qui se décompose en aérosols ultra-fins, lesquels ont un comportement aérodynamique particulier) émise dans l'environnement qui expliquent pourquoi la mesure de la contamination dans le champ proche était élevée après les incidents. Ces données théoriques permettent d'expliquer la non-corrélation mise en évidence entre la mesure de l'activité du RuO₂ en sortie de cheminée et la mesure des dépôts correspondants au sol ainsi que le bon accord existant entre les mesures effectuées à longue distance (200 km) et les activités rejetées.

Mission 3A du GRNC
Rapport du Groupe de travail “ Incertitudes ”
(demandes du Ministère de l'aménagement du territoire et de l'environnement et du Secrétariat d'état à la santé d'août 2000)
Août 2002

     Suite aux recommandations faites par le GRNC à l'issue de ses travaux, rendus publics en septembre 1999, les pouvoirs publics ont confié le 24 juillet 2000 au Groupe une nouvelle mission portant sur l'analyse de sensibilité et d'incertitude de l'évaluation du risque de leucémie attribuable aux installations nucléaires du Nord-Cotentin.
     Ce travail avait pour objectif d'encadrer le résultat du calcul de risque de leucémie radioinduite (dit “risque de référence”) par des valeurs maximum et minimum permettant d'apprécier l'incertitude associée à ce risque. Il a été pris en charge par un groupe de travail spécialisé : le GT “Incertitudes”
     L'analyse de sensibilité a pour objet de mettre en évidence, parmi les nombreux paramètres (plusieurs milliers), ceux dont la variation conduit à de fortes variations du risque, de définir leur intervalle de variation et de modéliser les distributions de probabilité qui s'attachent à chacun de ces paramètres [18].
     L'analyse d'incertitude vise à évaluer “l'incertitude sur le risque” qui résulte de la combinaison des incertitudes qui affectent les 214 paramètres sélectionnés au moyen de l'analyse de sensibilité et utilisés pour le calcul de risque dû aux rejets radioactifs liquides (71 radionucléides) et gazeux (32 radionucléides) [19].
     L'étude d'incertitude (janvier 2000 à mai 2002) ne porte que sur le risque de leucémie résultant de l'exposition “ex utero”, lié aux rejets de routine, tel qu'il avait été estimé par le GRNC (0,0009 cas de leucémie). Le risque lié à l'exposition “in utero”, ainsi que celui relatif aux situations incidentelles ou accidentelles, ne sont donc pas inclus dans l'analyse d'incertitude.
     Deux méthodes de calcul ont été utilisées pour estimer un intervalle de variation par rapport à la “valeur de référence” (0,0009 cas) calculée par le GRNC : la méthode “probabiliste” (de Monte-Carlo) et la méthode “possibiliste”.
     La méthode probabiliste conduit à une distribution asymétrique du risque qui situe la valeur de référence (0,0009 cas) dans les valeurs basses de la distribution.
     La méthode possibiliste fournit une distribution (également asymétrique) du risque, incluant la valeur de référence et plus large que celle de la méthode probabiliste.
     Enfin, un calcul dit “maximaliste”, qui cumule de façon non-réaliste plusieurs variations paramétriques, a été conduit afin de borner les valeurs minimales et maximales extrêmes du risque. Les résultats de ces calculs figurent dans le rapport principal [20] tableau 7:

p.13

Tableau 6
Doses efficaces délivrées par les rejets de ruthénium-rhodium 106,
à un individu adulte du groupe le plus exposé aux rejets atmosphériques

Tableau 7
Incertitudes affectant le nombre calculé de cas de leucémies associées aux doses délivrées à la moelle osseuse
par les rejets liquides et gazeux des INB du Nord-Cotentin

     Commentaires:
     - Les résultats des calculs d'incertitudes ne remettent pas en cause l'ordre de grandeur du risque de référence calculé par le GRNC.
     - La gamme la plus large des valeurs possibles du risque montre qu'il est peu probable que les rejets de routine des installations nucléaires du Nord-Cotentin puissent expliquer l'incidence élevée du nombre de leucémies observées, pour la période 1978-96, chez les jeunes de 0 à 24 ans du canton de La Hague (4 cas observés contre 1,91 attendu).
     - Le calcul d'incertitude ne porte que sur le calcul de dose “ex utero” dû aux rejets de routine. L'étude n'inclut pas le risque lié aux incidents et accidents, ni le risque associé à l'exposition “in utero” Il ne concerne ni les modèles de calcul de risque ni les coefficients de risque adoptés par la CIPR.
     - L'étude d'incertitude conduite par le GRNC a été de grande ampleur car elle a permis de traiter plus de 200 paramètres (pour lesquels les intervalles de variation ont été précisés) et mis en œuvre deux méthodes de quantification de l'incertitude.

Mission 3 B du GRNC
Rapport sur “ L'évaluation de l'impact environnemental et sanitaire dû aux rejets chimiques ”
(demandes du Ministère de l'aménagement du territoire et de l'environnement et du Ministre délégué à la santé août 2000)

     Ce travail avait un double objectif: réaliser l'étude de l'impact sanitaire et environnemental des rejets chimiques des installations nucléaires du Nord-Cotentin et vérifier si les rejets passés et actuels avaient concerné des substances chimiques leucémogènes [21].
     Après avoir constitué, le terme “source” le plus exhaustif possible des installations nucléaires depuis leur mise en service [22], les travaux ont consisté en :
     -Une évaluation des risques présentés par les rejets chimiques pour la santé humaine [23] et pour les écosystèmes [24] ;
     -La recherche d'un éventuel risque leucémogène présenté par une ou plusieurs substances chimiques présentes dans les rejets [23].
     L'évaluation des risques:
     Elle comporte trois étapes : la sélection des substances en fonction de leur toxicité et de leur écotoxicité, l'évaluation des expositions et la caractérisation des risques associés.
     Deux approches ont été retenues par le GT chimique [23] :
     - l'approche "rétrospective", qui vise à rechercher dans les rejets d'effluents liquides et gazeux, effectués entre 1966 et 1996, les substances chimiques susceptibles d'être leucémogènes;
     - l'approche "prospective", qui a pour objectif d'évaluer les risques théoriques, associés à une période d'exposition de 30 ans aux rejets d'effluents, encourus par la population locale. Durant cette période, les rejets sont supposés identiques aux rejets de l'année 2000.
     Du point de vue méthodologique, l'approche pour les rejets chimiques a été identique à celle adoptée pour l'étude des rejets radioactifs. De même, ont été utilisés les outils de calculs développés par le GRNC pour estimer les concentrations des substances chimiques dans l'environnement.

(suite)

suite:
L'approche "prospective" a montré, du point de vue du risque (calculé pour une exposition de 30 ans au niveau de celui de l'année 2000), que c'est l'incinérateur de déchets banals du site Cogéma-La Hague qui, avec la production de dioxines, dominait le risque présenté par les substances chimiques Ce premier résultat a conduit l'exploitant à décider d'arrêter définitivement l'installation à compter de juillet 2002.
Comme il existe peu de résultats de mesures d'éléments et de substances chimiques, en particulier dans le milieu terrestre du Nord Cotentin, un programme de prélèvements d'échantillons et de mesures chimiques a été rédigé afin de pouvoir valider les hypothèses retenues dans les modélisations [25]. Ce programme a été proposé aux autorités qui décideront de son exécution.

Autres travaux du GRNC
Les demandes d'information
     Au cours de l'avancée de ses travaux, le GRNC a présenté à plusieurs reprises, des résultats à la Commission Spéciale Permanente d'Information auprès de l'établissement COGEMA de La Hague (CSPI). Cette Commission a, en retour, formulé des demandes d'études (Supplément B de la Mission 1 du GRNC) ou d'explications adressées à la Présidente du GRNC.
     Les explications demandées ont concerné :
     Les problèmes posés par l'estimation de l'activité totale du carbone 14 produite dans le combustible par activation et par la mesure de ce radionucléide (émetteur bêta de faible énergie) aux niveaux des rejets cheminées des usines de La Hague ;
     La publication par Sellafield, l'usine britannique de retraitement du combustible, de données sur les rejets de carbone 14 et de strontium 90 portant sur plusieurs années alors que le 14C n'est mesuré à la Hague que depuis 1996 tandis que le 90Sr n'est pas mesurable en sortie des émissaires de rejets gazeux des usines de La Hague.
     Ces deux demandes de la CSPI ont fait l'objet d'études et de réponses détaillées [26], [27], par le Groupe de Travail N°1 du GRNC. En outre, deux essais ont été conduits avec l'exploitant afin de définir l'activité maximale rejetée correspondant au seuil de mesure des systèmes de détection d'aérosols placés à la sortie des émissaires gazeux.
Les demandes d'études
     L'association ACRO a signalé en novembre 2002 à la Présidente du GRNC qu'elle avait découvert parmi les documents fournis par la Cogema à la CSPI, des données relatives à un incident, identifié par le Service de radioprotection du Centre CEA-La Hague en octobre 1974.
     Il s'agit d'une contamination de terrain, provoquée par les fissurations d'un bloc de déchets bétonnés, provenant du site de La Hague et entreposé sur le Centre de stockage de l'ANDRA. Le lessivage des fissures par les eaux de pluie a entraîné des contaminations du sol puis, par transfert, des contaminations de zones de pâturage. Cet incident (découvert grâce à la surveillance radiologique de la production laitière) n'a pas été communiqué au GRNC. Cet incident, décrit et analysé à l'époque, n'avait pas fait l'objet d'une analyse d'impact dosimétrique et sanitaire.
     L'examen de cet incident et l'évaluation de son impact dosimétrique est en cours.

p.14

Notes      1) Travaux de l'équipe du professeur J.F Viel, publiés en 1995, sur l'étude de l'incidence de la leucémie chez les 0-24 ans, dans un rayon de 35 km autour des usines de La Hague (25 cas observés pour 22,8 attendus – rapport O/A= risque relatif = 1,1 pour un intervalle de confiance IC 95% [0,7 – 1,6]) :
     - Dans la zone des 10 km, et pour la période 1978-92, quatre cas de leucémies étaient recensés pour 1,4 attendu [1] soit un rapport “observé/attendu” égal à 2,8; valeur à la limite de la significativité statistique (p = 0,06) [2].
     - Une autre étude de Guizard et al [3], [2], publiée en 1997, donne pour la zone des 10 km et pour la période 1978-96, quatre cas de leucémies pour 2,07 attendus (rapport O/A= 1,9).
     - La dernière étude, publiée en 2001 par Guizard et al [4], conduit pour la même zone et pour la période 1978-98, à cinq cas de leucémies pour 2,3 attendus (risque relatif = 2,2).
     2) Étude “ cas-témoins ” de J.F Viel et de ses collaborateurs, publiée en janvier 1997, cherchant à déterminer des facteurs associés au risque de leucémie observé.
     3) Mme Corinne Lepage puis Mme Dominique Voynet, Ministre de l'Environnement et l'aménagement du Territoire et M.Hervé Gaymard puis M .Bernard Kouchner, Secrétaire d'état à la Santé.
     4) Viel, Pobel et Carre - 1995 - [1] et Guizard et al - 1997 - [3]
     5) Calcul effectué sur la base de l'estimation de l'incidence nationale des cancers calculée par le réseau FRANCIM [9]. Ces “ taux de référence nationaux” se fondent sur les bases de données des registres du cancer français (Calvados, Doubs, Isère, Haut-Rhin et Bas-Rhin) et sur les données de la mortalité en France.
     6) Le nombre de cas “attendus” calculé par Guizard et al, pour la période 1978-96 est égal à 2,07, soit 1,9 cas en excès. La différence observée entre ce calcul (2,07 cas attendus) et celui du GRNC (1,91 cas) et due à des choix de taux de référence différents. Guizard et al ont utilisé pour leur part les données relatives aux registres français du cancer, publiées par le Centre International de Recherche sur le Cancer de Lyon, pour calculer eux-mêmes des taux d'incidence alors que le GRNC a adopté les estimations calculées par le réseau FRANCIM [9].
     7) Dans l'hypothèse où la fraction de l'iode 129 piégée dans les filtres est faible, 100% de l'activité de l'iode produit par fission dans le combustible se retrouve dans les effluents liquides et gazeux.
     8) Agence pour l'Énergie Nucléaire de l'Organisation de Coopération et de Développement Économiques (publication de 1980) et le rapport de l'United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR, rapport de 1993).
     9) Coefficient de distribution K_d = activité massique du sédiment (Bq/kg_sec) / activité volumique de l'eau de mer (Bq/l). Ce coefficient s'exprime donc en l/kg_sec.
     10) K_d Plutonium = 1.10⁴ l/kg_sec, Kd Américium = 3.10⁴ l/kg_sec, nouveau K_d Curium = 2.10⁴ l/kg_sec,
     11) Mme Dominique Voynet, Ministre de l'Environnement et l'aménagement du Territoire et M.Bernard Kouchner, Secrétaire d'état à la Santé.
     12) Critères de sélection retenus : les radionucléides qui contribuent à plus de 0,5% du risque et les paramètres (coefficients de transfert, mode de vie, etc.) dont la contribution au risque est supérieure à 0,15%.
     13) La “méthode probabiliste” consiste à modéliser les paramètres incertains par des variables aléatoires afin d'obtenir, en appliquant les modèles de transfert, une distribution de probabilité pour le risque.
     14) La “méthode possibiliste” modélise les paramètres incertains par des nombres “flous”. Le risque calculé au moyen de ces paramètres est à son tour un nombre “flou”.
     15) Dans le cas des usines de La Hague, ce sont 330 substances ou préparations, approvisionnées ou rejetées, qui ont été identifiées.
     16) Des fiches toxicologiques ont été dressées pour 30 éléments ou substances chimiques parmi lesquels figurent 5 cancérogènes par inhalation et 4 par ingestion [23].
     17) Des fiches d'écotoxicité ont été constituées pour 33 éléments ou substances chimiques [24].
     18) De manière plus large, il a été également réalisé une revue de l'état des connaissances sur les facteurs de risque des leucémies de l'enfant [23].
     19) Des critères de sélection ont été définis avec notamment l'existence, pour la substance toxique considérée, d'une “ valeur toxicologique de référence ” (VTR).
     20) Pour les dioxines, le Groupe disposait de deux VTR différentes : Celle de l'OMS qui considère les dioxines comme non-génotoxiques et celle de l'Agence américaine de Protection de l'Environnement (US-EPA) pour qui les dioxines présentent un risque cancérogène sans seuil.
     21) Le carbone 14 n'a été mesuré dans les effluents gazeux à Sellafield qu'à compter de 1980 (selon le rapport COMARE). Pour les années antérieures, les valeurs d'activités publiées ont été reconstituées au moyen de mesures faites dans l'environnement (mesure du carbone 14 dans les cernes d'arbres).
     22) L'usine de retraitement du combustible de La Hague était rattachée à la "Direction des Productions" du CEA jusqu'en mai 1976, date à laquelle la Cogéma, filiale du CEA, a été créée.

(suite)

suite: BIBLIOGRAPHIE

     [1] VIEL J-F, POBEL D, and CARRE A. Incidence of leukaemia in young people around the La Hague nuclear waste reprocessing plant: a sensitivity analysis. Statistics in Medicine, Vol. 14, pp (2459-2472), 1995.
     [2] LAURIER D. Leucémies chez les moins de 25 ans autour d'installations nucléaires en France et à l'étranger: revue des études épidémiologiques descriptives. Radioprotection, Vol. 34, pp (149-176), 1999.
     [3] GUIZARD AV, SPIRA A, TROUSSARD X, COLLIGNON A. Incidence of leukaemia in people aged 0 to 24 in North-Cotentin. Revue d'épidémiologie et de Santé Publique, Vol. 45, pp (530-535), 1997.
     [4] GUIZARD AV, BOUTOU O, POTTIER D, TROUSSARD X, PHEBY D, LAUNOY G, SLAMA R, SPIRA A and ARKM. The incidence of childhood leukaemia around the La Hague nuclear waste reprocessing (France): a survey for the years 1978-1998. Journal of Epidemiology and Community Health, Vol. 55, pp (469-474), 2001.
     [5] POBEL D and VIEL J-F. Case-control study of leukaemia among young people near La Hague reprocessing plant: the environmental hypothesis revisited. British Medical Journal, Vol. 314, pp (101-106), 1997.
     [6] SPIRA A et BOUTOU O. Rayonnements ionisants et santé: mesure des expositions à la radioactivité et surveillance des effets sur la santé. Collection des rapports officiels Rapport aux Ministres de l'Environnement et de la Santé. La Documentation française Vol. 1, 217 pages. Paris, France, 1999.
     [7] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Estimation des doses et des risques de leucémies associés. Vol. 4, 365 pages, juillet 1999.
     [8] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Synthèse : Estimation des doses et des risques de leucémies associés. 390 pages, juillet 1999 (disponible sur Internet : www.irsn.fr/nord-Cotentin).
     [9] MENEGOZ F et CHERIE-CHALINNE L. Le cancer en France : Incidence et mortalité. Situation en 1995 et évolution entre 1975 et 1995. La Documentation française. Paris, France, 1998.
     [10] BARBEY P, DROMBRY-RINGEARD C, GERMAIN P, GUILLEMETTE A, LE BAR S, ROMMENS C, ZERBIB JC. Rapport concernant le percement de la conduite de rejet en mer de l'usine de retraitement de La Hague (1979-80). Complément au Rapport de synthèse, 184 pages, septembre 2000.
     [11] GOUMONDY J-P, LE BAR S, ZERBIB JC. Contribution de l'opération de démontage de l'ancienne conduite de rejet en mer à l'augmentation de l'activité dans l'environnement : Usine de retraitement COGEMA La Hague. GRNC, 37 pages, mai 2002
     [12] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Revue critique des mesures dans l'environnement, Vol. 2, tome 1, 497 pages, juillet 1999.
     [13] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Inventaire des rejets radioactifs des installations nucléaires, Vol. 1, 195 pages, juillet 1999.
     [14] CALMET D, CORYN P, GOUMONDY J-P, RINGEARD C et ZERBIB JC. Rejets d'iode 129 dans les effluents liquides et gazeux des usines Cogéma La Hague. GRNC, octobre 2002.
     [15] RINGEARD C. Réexamen des risques associés aux rejets de curium 244 dans les effluents liquides de l'usine Cogéma La Hague et à l'ingestion de sable par les enfants de 0 à 2 ans. Note SEGR/SAER No CRFT-03/49, IRSN, 6 pages, 23 juin 2003.
     [16] GT “ Ruthénium 106 ” (GRNC), Rapport du groupe de travail “ Ruthénium ”, 75 pages + Annexes, octobre 2002.
     [17] RINGEARD C. Impact radiologique des rejets atmosphériques incidentels de ruthénium 106 survenus en 2001 au niveau des émissaires des usines de La Hague. Note SEGR/SAER No CRFT-03/51, IRSN, 13 pages, 7 juillet 2003.
     [18] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Analyse de sensibilité et d'incertitude de leucémies attribuable aux installations du Nord-Cotentin : Distributions de probabilité des paramètres, Annexe 1, 213 pages, juillet 2002.
     [19] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Analyse de sensibilité et d'incertitude de leucémies attribuable aux installations du Nord-Cotentin : Analyse de sensibilité et modèle empirique PRINCE, Annexe 2, 68 pages, juillet 2002.
     [20] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Analyse de sensibilité et d'incertitude de leucémies attribuables aux installations du Nord-Cotentin : Rapport principal, 99 pages, juillet 2002.
     [21] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Evaluation des risques associés aux rejets radiologiques et chimiques des installations nucléaires du Nord-Cotentin. Synthèse, 72 pages, décembre 2002(disponible sur Internet : www.irsn.fr/nord-Cotentin Titre : Note de synthèse sur les travaux du groupe Radiologique du Nord-Cotentin - 2° mission.) .
     [22] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Inventaire des rejets chimiques des installations nucléaires du Nord-Cotentin. Vol. 1, 322 pages, décembre 2002.
[23] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Evaluation des risques associés aux rejets chimiques des installations nucléaires du Nord-Cotentin. Vol. 2, 513 pages, décembre 2002.
     [24] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Risques pour l'environnement : Evaluation des risques associés aux rejets chimiques des installations nucléaires du Nord-Cotentin. Vol.3, 372 pages, décembre
     [25] Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC), Proposition d'un programme de prélèvements et de mesures chimiques dans l'environnement du Nord-Cotentin. Vol. 4, 513 pages, décembre 2002.
     [26] GOUMONDY J-P (GRNC), Rejets de carbone 14 des usines de Cogéma La Hague, 6 pages, octobre 2002.
     [27] ZERBIB JC. (GRNC), Comparaison des performances, en matière de rejets de carbone 14 et strontium 90, des usines de retraitement de Sellafield et de La Hague, 16 pages, octobre 2001.

p.15

Complément d'information:
Leukaemia rates found to be higher near nuclear plants (July 18, 2007):
http://www.belfasttelegraph.co.uk/breaking-news/world/europe/article2780398.ece
A new review has found that rates of leukaemia are higher in children and young adults living near nuclear plants.
The review is based on several previous studies in the UK, Canada, France, the US, Germany, Japan and Spain.
It says leukaemia rates for young children are up to 21% higher if they live close to nuclear facilities, while those for young adults are up to 10% higher.

Retour vers la G@zette N°211/212 (ou vers le dossier "Leucémies ou non près des centrales"!)