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par le Président du Panel STOA, Professeur A. TRAKATELLIS, MEP (original en anglais - traduction WISE- Paris)* Bruxelles, 30 octobre 2001 L’objectif de ce communiqué de presse est d’informer la presse et le public de façon correcte et responsable sur la décision prise par le Panel STOA le 23 octobre 2001, concernant l’étude “Effets toxiques potentiels des usines de retraitement nucléaire de Sellafield (GB) et du Cap de La Hague (France) “. La publication d’un certain nombre de présentations dans la presse ayant dénaturé la décision du Panel, nécessitait d’urgence une telle réaction. L’étude a été préparée
par un contractant externe, WISE-Paris, dans le cadre du programme de travail
2000 de STOA, après la saisine par la Commission des Pétitions
du Parlement Européen. Lors de sa réunion du 23 octobre 2001,
le Panel STOA, chargé de la totalité des décisions
politiques concernant les activités de STOA, a pris note de l’étude
soumise par le sous-traitant et a décidé de la publier comme
première contribution au débat scientifique sur les effets
toxiques éventuels des usines de retraitement de Sellafield et Cap
de La Hague.
Conformément à
la décision du Panel, l’étude sera publiée, accompagnée
d’une lettre du Directeur du Panel STOA expliquant cette décision,
ainsi que des rapports d’évaluation des experts, dont l’avis a été
officiellement requis par le Panel STOA. Le Panel avait décidé
le 21 juin 2001 de demander l’opinion d’experts indépendants, après
avoir débattu des préoccupations exprimées par certains
Députés Européens concernant un éventuel manque
d’objectivité de l’étude réalisée par WISE-Paris.
Le 23 octobre, le Panel a accusé réception des avis soumis
par les relecteurs et a estimé approprié de communiquer cette
information au public, si les relecteurs l’acceptaient.
Je voudrais faire remarquer
que, comme c’est le cas pour toutes les études commandées
par STOA. La publication de cette étude n’implique pas l’adoption
de son contenu et ce dernier ne reflète pas nécessairement
l’opinion des membres du Panel STOA, ou du Parlement Européen.
Dans le cadre de cette approche
ouverte, le Panel est prêt, si une commission parlementaire le demande,
à faire réaliser une étude complémentaire,
qui prendra en compte les points de vue des groupes politiques et sociaux
concernés, ainsi que ceux d’un large panel d’éminents scientifiques
dans le domaine concerné par cette étude. La nouvelle étude
devrait s’inscrire dans le cadre d’une contribution complémentaire
aux efforts de STOA d’apporter un enrichissement au débat politique
avec les informations scientifiques et techniques les plus objectives et
les plus complètes possibles sur ce sujet.
Le Panel STOA a également
décidé d’encourager la Commission des Pétitions à
organiser une audition publique sur ce sujet, au moment où la Commission
le jugera opportun, en collaboration avec STOA, ainsi que, si la Commission
le décide, d’autres Commissions intéressées du Parlement
Européen. Une telle audition représenterait une occasion
pour les parties intéressées d’exprimer leur opinion et d’apporter
toutes les informations nécessaires pour les étayer. Pour
le Panel, un événement ouvert de ce type, a beaucoup de valeur,
en ce sens qu’il est le meilleur moyen de traiter un sujet autour duquel
des opinions très divergentes peuvent exister.
Enfin, le Panel STOA exprime
ses regrets quant à la décision de WISE-Paris de passer outre
la clause de confidentialité contenue dans son contrat avec le Parlement
Européen en divulguant certaines parties de l’étude avant
sa publication. L’attitude de WISE-Paris est contraire à la longue
tradition de STOA, qui s’est toujours efforcé d’associer ses activités
aux plus exigeantes normes scientifiques et éthiques.
(suite)
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suite:
Jean Claude Zerbib octobre 2001 Le rapport de WISE-PARIS est un rapport important qui mériterait une étude bien plus approfondie que celle que nous pouvons réaliser dans un court délai. Nous allons considérer : - le contrôle de installations
nucléaire,
- les rejets d’effluents
liquides et gazeux radioactifs,
- la contamination de l’environnement,
- l’impact dosimétrique;
en développant plus
particulièrement le point relatif aux rejets d’effluents. En effet,
les contrôles relatifs à la contamination de l’environnement
et les calculs liés aux impacts dosimétrique associés
à ces contamination nécessitent un travail important (validation
des données de mesures, des codes de calcul utilisés, des
hypothèses faites en matière de consommation, etc.).
Nous ne pourrons pas aborder
des points importants comme les options alternatives au retraitement à
la gestion des déchets, des stocks de plutonium et d’uranium du
retraitement ou des combustibles irradiés. Ces problèmes
se posent pourtant quelles que soient les options technico-politiques que
prendront, à moyen ou long terme, les États membres, car
il faut au minimum gérer les matériaux produits jusqu’alors.
1-Le
contrôle des installations nucléaires et le “Traité
EURATOM”
Les usines de retraitement
du combustible sont constituées d’une série d’installations
qui opèrent “en ligne”, ou de manière différée,
depuis la réception des “châteaux” de transport renfermant
les assemblages combustibles jusqu’à l’entreposage et l’expédition
des déchets conditionnés et des matières premières
radioactives (uranium, plutonium). Chacune de ces installations a une fonction
définie de manière simple, mais constitue cependant une unité
suffisamment complexe pour être considérée par la réglementation
française comme étant une “Installation Nucléaire
de Base” (INB). Ces INB font l’objet de “dossiers de sûreté”,
écrits à chacune des étapes de la vie de l’installation,
depuis la phase du projet jusqu’à la mise en service industrielle,
et soumis à l’approbation des autorités réglementaires.
Indépendamment du
jugement porté sur la pertinence et l’efficacité des dispositifs
intrinsèques de sûreté et des parades éventuelles
mises en oeuvre sur un site comme celui de Sellafield ou de La Hague, l’appropriation
de l’ensemble des données par les experts chargés du contrôle
nécessite beaucoup de temps dans la mesure ou nous attendons d’eux
une analyse critique pleinement autonome. Cette analyse ne peut cependant
faire l’économie d’échanges avec l’exploitant et les autorités
de sûreté qui ont elles même procédé à
l’analyse critique et à l’inspection des installations du site.
Compte tenu de ces considérations,
si la donnée, fournie par le rapport WISE-Paris (2 hommes-mois sur
une période de 4,5 mois), relative au temps consacré au contrôle
des installations par les contrôleurs “Euratom” est exacte, nous
pouvons dire également que les moyens d’expertise que se donne la
Commission Européenne pour l’application des dispositions du Traité
Euratom ne sont pas à la hauteur des exigences de l’article 37.
p.15
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| 2 - Les rejets d’effluents
liquides et gazeux radioactifs des usines de retraitement.
L’étude de ce Rapport,
qui comporte une analyse comparée des rejets d’effluents radioactifs
des sites de retraitement du combustible irradié de Sellafield et
de La Hague, ainsi qu’une comparaison de leurs impacts dosimétriques
associés, conduit à vérifier au préalable la
validité des données de base qui fondent les appréciations
de WISE-Paris. Nous utilisons principalement à cet effet les publications
de la CE [1 à 3] faites en application du Traité Euratom,
celles du NRPB (1) [5], de BNFL (2) [6 à 8], des autorités
britanniques chargées du contrôle de l’environnement et des
produits de consommation [9 à 13], ainsi que les travaux du GRNC
(3) [14] :
- Le
tableau
1 fournit, pour les usines britanniques et françaises, depuis
la mise en service industrielle du site jusqu’en 1992, puis pour la période
1993-1999, les activités cumulées des radionucléides
à vie longue présents dans les
effluents liquides.
Ces valeurs ont été constituées à partir de
données provenant des publications [1 à 14].
- Le
tableau
2 présente, pour les mêmes périodes que celles
retenues pour les liquides, les activités cumulées des radionucléides
à vie longue présents dans les effluents gazeux de
La Hague et de Sellafield [1 à 14].
- Nota sur les tableaux 1 et 2 Nous avons choisi ces périodes
compte tenu des considérations formulées dans le Rapport
sur le bilan des rejets des usines de Sellafield et du fait que 1992 a
été une année charnière pour les deux sites
(4)
De façon générale,
nous observons, pour les usines britanniques et françaises, une
double évolution :
- Une tendance nette à
la réduction de l’activité des rejets qui concerne
principalement les radionucléides de périodes inférieures
à une trentaine d’années (césium 137 et strontium
90 inclus);
- Une augmentation
de l’activité des effluents portant sur les radionucléides
qui posent des problèmes de fait de la complexité de leur
piégeage (tritium et krypton 85) et/ou de la sûreté
du stockage à long terme compte tenu de leur très longue
période (technétium 99 et iode 129).
La réduction
est due à une amélioration des procédés d’épuration
des effluents liquides (tri des effluents, recyclage, évaporations)
et gazeux (séparation des ventilations, lavages, dépoussiéreurs
spécifiques avant filtration de haute efficacité).
L’augmentation est
directement liée à l’augmentation des tonnages retraités
et à celle des taux de combustion. Une exception cependant, elle
concerne l’usine THORP (mise en service en 1994), qui a été
équipée au niveau des effluents gazeux, d’un système
de piégeage du carbone 14. Toutefois, les autres installations du
site ne bénéficient pas de ce dispositif. La contribution
de THORP aux rejets gazeux du site de Sellafield en 14C, pour
les années 1994-99, n’est que de 3,9%.
Nous allons présenter,
sous la forme du tableau
3, les données chiffrées les plus importantes formulées
dans le rapport WISE en regard desquelles nous préciserons ce que
nous avons trouvé en examinant notamment les valeurs d’activités
regroupées dans les tableaux 1 et 2.
Hormis le cas de l’augmentation
en iode 129 dans les rejets gazeux que nous ne pouvons pas confirmer (5)
tant les rapports publiés fournissent des résultats différents,
les données du Rapport WISE-Paris relatives aux rejets d’effluents
liquides et gazeux sont vérifiées dans la totalité
des cas.
Le Rapport (p 32) signale également un dépôt de
plutonium au sol, dont l'activité, évaluée en
1992, serait comprise entre 160 et 280 GBq. Or, le bilan des effluents
gazeux,
qui figure au tableau 2, montre que les rejets cumulés sont
bien plus importants que cela (3,7 TBq de 239+240Pu et 23,7
TBq de 241Pu). Comme le site est en bord de mer, il faudrait
connaître plusieurs données (la “rose des vents ” et leurs
vitesses moyennes, les hauteurs de cheminées) pour estimer les fractions
respectives des dépôts de plutonium au sol et en mer.
Pour ce qui concerne le plutonium des effluents liquides, qui se
serait déposé dans les sédiments marins, le
Rapport (page 33) fournit une estimation, effectuée en 1991, comprise
entre
250 et 500 kg. S’il est possible de calculer les masses de
plutonium 238 (0,19 kg) et de plutonium 239 (5,1kg) à partir de
l’activité rejetée dans les effluents de 1951 à 1992,
pour ce qui concerne les isotopes 239 et 240, nous devons faire des hypothèses
de répartition dans l’activité totale rejetée [4].
Cette répartition dépend des taux de combustion des combustibles
retraitées.
Une approche grossière consiste à considérer l’activité des différents isotopes présents dans les effluents pour l’ensemble de la période 1951-1992. Dans cette hypothèse, le rapport des activités des isotopes 241Pu / 239Pu+240Pu indique que le taux de combustion moyen des combustibles retraités serait faible (2000 à 4000 MWthj ). Dans ce cas, le poids des isotopes 239 et 240 serait compris entre et 209 kg et le plutonium total compris entre 176 et 214 kg. Des calculs plus précis pourraient être réalisés si nous disposions des tonnages et des taux de combustion des combustibles retraités annuellement à Sellafield. (suite)
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suite:
Il faut noter ici l’intérêt de l’approche de WISE-Paris qui
n’aborde pas seulement le bilan des rejets en terme d’activités
mais également en terme de masses de matières dispersées.
WISE-Paris
relève (page 52) que trois radionucléides n’ont pas fait
l’objet de mesures dans les rejets gazeux des usines de La Hague
: le chlore 36, le strontium 90 et le technétium 99. A ce
propos, nous pouvons préciser, qu’à la demande du GRNC, des
campagnes particulières de mesures ont été réalisées
afin de vérifier si des quantités mesurables étaient
présentes dans les effluents gazeux des usines de La Hague. Ces
campagnes concernent les rejets de chlore 36 (produit par activation
d’impuretés de chlore éventuellement présentes dans
le combustible) et de strontium 90 (produit de fission)
- Pour le chlore 36
les contrôles ont porté sur divers indicateurs (viandes, volailles,
oeufs, lait, céréales, sol, eau de ruisseau). Des mesures
d’urines ont été également réalisées
pour des personnes qui, d’après les données météorologiques,
habitent près du point de retombée maximum. En l’absence
de résultats de mesure significatifs, l’évaluation de l’activité
des rejets gazeux considérés pour les calculs de dose a été
faite sur la base d’une limite de détection du 36Cl dans
les urines.
- Pour le strontium 90,
deux campagnes de mesures ont été réalisées.
Elles ont permis de calculer un rejet maximal sur la base d’une limite
de détection (0,1 GBq par an pour les années 1999 et 2000).
- Il est exact cependant
que l’absence (constatée par les mesures) de technétium dans
les effluents gazeux n’a pas fait l’objet d’une investigation comme cela
a été le cas pour le chlore 36 et le strontium 90.
- Le Rapport de WISE-Paris
cite également un différend soulevé par M. Guillemette
(page 59) qui contestait certaines mesures de strontium 90 faites
dans le milieu marin, après la déchirure de la conduite de
rejet en mer, découverte par la COGEMA en janvier 1980. Cette contestation
a été prise en compte par le GRNC et un Groupe de travail
(auquel M. Guillemette a fait partie) a examiné les points soulevés.
Un rapport concernant les résultats de ce réexamen a été
publié [16]
- WISE-Paris a pour sa part
soulevé le problème posé par les écarts de
bilan (24,6% en moyenne entre 1988 et 1993) observés pour l’iode
129 dans les effluents liquides. Le GRNC avait effectivement observé
cet écart ([14] fig. 25a et 25b) mais n’avait pas donné d’explications
sur son origine. Il semble qu’il soit lié aux incertitudes de mesure
de l’129I, mais un groupe de travail du GRNC doit se réunir
pour examiner le problème. Bien entendu, les experts de WISE-Paris
feront partie de ce groupe de travail dont la création a été
décidée par le groupe plénier du GRNC.
-Le Rapport trouve également
choquant la différence observée entre les autorisations réglementaires
de rejets d’effluents liquides et gazeux d’une usine de retraitement comme
celle de La Hague et d’un réacteur nucléaire comme ceux de
Flamanville, situés à 17 km du site de la COGEMA. Il y a
en effet des différences objectives entre la centaine de tonnes
de combustible constituant le coeur du réacteur auquel on veille
à garder l’intégrité la plus grande, et une usine
qui va découper et mettre annuellement en solution l’équivalent
de 16 coeurs de réacteurs de la puissance de ceux de Flamanville.
- Pour les effets à
long terme, le problème est surtout posé par les radionucléides
comme le carbone 14, le krypton 85, le technétium 99 et l’iode 129.
Ceci pose implicitement une question : “Faut-il assurer la meilleure
diffusion possible de ces radionucléides ou en exiger le piégeage
malgré les incertitudes qui affectent la pérennité
du confinement compte tenu de leurs très longues périodes
(notamment le 14C -5730 ans, l’129I -15,7 millions
d’années - et le 99Tc - 214 000 -) ? ”.
Il est clair que la responsabilité
de ce choix ne peut incomber à l’exploitant nucléaire. Il
revient aux autorités réglementaires.
Les situations
accidentelles des usines de retraitement
Le Rapport de WISE-Paris pose le problème du risque majeur d’incendie
dans une zone d’entreposage de matières radioactives (page 53).
Il est clair que les attentats du 11 septembre 2001 vont conduire les Autorités
de sûreté à donner une nouvelle dimension aux scénarios
de référence et à l’analyse des actes de malveillance
visant les Installations Nucléaires de Base. Les zones qui présentent,
dans une usine de retraitement, un risque potentiel élevé
sont les zones d’entreposage :
- des combustibles, en piscine ou à sec (Sellafield et de La Hague),
- des produits de fission (Sellafield, car La Hague vitrifie pratiquement
en ligne),
- de l’oxyde de plutonium (Sellafield et La Hague).
p.16
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| 3 -Les mesures
dans l’environnement et l’évaluation des doses de rayonnement reçues
par le public
Des évaluations de doses reçues par des personnes du public
ont été réalisées par la CE, sur la base exclusive
de modélisations, pour les usines de Sellafield et de La Hague,
en 1983 [1] et 1995 [2]. Après avoir calculé les contaminations
(air, sol et milieu marin) résultant des rejets d’effluents liquides
et gazeux, les doses résultant (exposition externe et inhalation)
étaient estimées pour les personnes vivant à 0,5km
du point de source (rejets gazeux) et jusqu’à 5 km de distance.
Pour les rejets en mer, l’exposition d’un “groupe critique” constitué
par des pêcheurs était évaluée ainsi que l’exposition
interne de 2 groupes de populations consommant, ou non, des produits locaux
qui présentent une charge radioactive. Le calcul des doses engagées
était réalisé en utilisant les coefficients publiés
dans la CIPR30. Un modèle a également été utilisé
pour évaluer la dose collective délivrée aux populations
de la Communauté européenne.
Le Rapport WISE-Paris cite les travaux du GRNC [15,
17] qui a réalisé :
-Un inventaire aussi exhaustif que possible des radionucléides présents
dans les rejets liquides et gazeux des usines de La Hague, de 1966 à
1996. Les radionucléides présents dans les effluents, mais
non mesurés, ont fait l’objet d’une reconstitution.
- Un bilan de l’ensemble des prélèvements et types de mesures
réalisés depuis la mise en service des usines de La Hague
(1966).
Une confrontation entre les prévisions des modèles et les
résultats de mesures.
Le calcul des activités incorporées et des expositions externes
en tenant compte des habitudes de vie déterminées par des
enquêtes locales.
Le calcul des doses délivrées à la moelle osseuse
pour une cohorte d’individus, des doses à l’organisme entier (dose
efficace) pour des “groupes de référence” ainsi que des doses
délivrées dans certains scénarios particuliers.
La Rapport WISE-Paris souligne (page 54) que ces travaux s’appuient pour
l’essentiel sur les mesures faites dans l’environnement par l’exploitant
industriel (51%), la Marine Nationale (16%) et l’organisme national (17,5%)
chargée du contrôle radiologique des installations nucléaires
(OPRI). Cette remarque est exacte, mais il faut également noter
que c’est la première fois qu’un groupe de travail ayant un mandat
ministériel prend en compte (bien que ce nombre soit faible : 0,23%)
les mesures effectuées par des mouvements associatifs (7)
ACRO, CRII-RAD, GSIEN et associe leurs experts à l’ensemble des
travaux. Le Rapport signale donc de manière pertinente le petit
nombre de mesures réalisées par ces organisme, lequel témoigne
surtout du fait que l’expertise indépendante n’est pas suffisamment
sollicitée et ne dispose pas, en France, de l’aide publique et privée
nécessaires.
WISE-Paris souligne également que le GRNC n’a pas effectué
de calcul de dose collective concernant la population mondiale (page 57)
un calcul en utilisant notamment le modèle employé par la
CE en 1995 [2].
Le GRNC n’a effectivement pas effectué ces évaluations car
elles n’entraient pas dans le cadre des missions qui lui avaient été
confiées par le ministère de l’Environnement et le secrétariat
d’État à la Santé français.
(suite)
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suite:
4 - Conclusions
Le Rapport WISE-Paris constitue une étude importante de l’ensemble
des problèmes posés par le retraitement du combustible dans
les usines de Sellafield et de La Hague. La structure du rapport, que nous
n’avons pas pu analyser en totalité de manière critique,
couvre bien le champ des problèmes posés par ces opérations
industrielles.
Pour ce qui concerne l’analyse des rejets d’effluents liquides et gazeux
des usines britanniques et françaises, partie que nous avons examiné
de manière très détaillée, il apparaît
que les rédacteurs ont su réunir et utiliser une
documentation technique et scientifique importante.
S’il est possible de trouver dans la littérature technique certains
éléments abordés dans ce Rapport, nous devons préciser
que ce dernier n’a pas d’équivalent pour ce qui concerne
la prise en compte globale et l’abord critique de chacun des problèmes
posés par la “fin du cycle” du combustible nucléaire. Les
nombreuses annexes techniques qui accompagnent le rapport constituent un
utile complément au Rapport qui mérite pour toutes ces raisons,
une large publication.
1. NRPB = National Radiological Protection Board 2. BNFL = British Nuclear
Fuels plc
3. Groupe Radioécologique
Nord Cotentin (GRNC) qui, à la demande de la ministre de l’Environnement
et du Secrétaire d’État à la Santé, a pour
mission d’estimer les niveaux d’exposition aux rayonnements ionisants (dus
aux installations nucléaires implantées dans la région)
de groupes de populations du Nord Cotentin, le risque de leucémie
associé, ainsi que les niveaux de certitudes qui affectent ces estimations.
4. A partir de 1990-91,
l’on observe pour le site de La Hague une diminution importante des activités
rejetées alors même que s’amorce une augmentation importante
des tonnages retraités (en 1994 il a été retraité
un tonnage double de celui des années 1990-91). Pour les installations
de Sellafield, les années 1993-94 sont celles du plus important
tonnage de combustible “Magnox” retraité (1664 t) et de la mise
en service de THORP.
5. Il est possible qu’une
publication ait fourni des données qui ne concordent pas avec celles
recueillies par le NRPB [5] et utilisées par le Comité COMARE
[15]. Nous avons rencontré, a plusieurs reprises, des données
fournissant pour un même groupe d’années des activités
très différentes.
5. Les plutoniums
239 et 240 émettent des particules alpha d’énergies très
voisines (respectivement 5,156 MeV et 5,168 MeV pour les raies les plus
intenses) ce qui fait que l’on mesure généralement l’activité
alpha totale et non celle de chacun des isotopes. Cependant les
activités massiques des deux isotopes sont différentes :
la masse de 1 TBq de plutonium 239 représente 441 g et celle d’une
TBq de plutonium 240 pèse 119 g. Le calcul de la masse des deux
isotopes exige donc qu’une hypothèse soit faite sur la répartition
des activités.
6. ACRO = Association
pour le Contrôle de la Radioactivité dans l’Ouest,
CRII-RAD = Commission
de Recherche et d’Information Indépendantes sur la Radioactivité,
GSIEN = Groupement de
Scientifiques pour l’Information sur l’Énergie Nucléaire.
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