GAZETTE NUCLEAIRE


G@zette 129/130


Octobre 1993
Les risques de cancer
chez les mineurs d’uranium français
Analyse des dernières publications des experts du CEA
Roger Belbéoch
(présenté aux Journées Uranium de novembre 1993)


 
Nous avons déjà analysé les publications des experts du CEA et de la COGÉMA sur la mortalité par cancers chez les mineurs d’uranium en France[1]. Avant d’aborder les derniers résultats publiés en 1993 il est nécessaire de faire quelques rappels concernant les études épidémiologiques.

     C’est au début des années 80 que le CEA et la COGÉMA ont démarré un suivi de mortalité sur un groupe de plus de 2.000 mineurs. La pratique usuelle de ce genre d’étude épidémiologique de mortalité respecte généralement quelques règles assez simples:
     – un certain nombre d’individus sont sélectionnés sur des critères clairement explicités; ils formeront la cohorte de l’étude.

     – le bilan de mortalité de la cohorte suivie est régulièrement publié et analysé. Le délai entre la date du bilan et celle de la publication scientifique ne dépasse guère 2 ans sauf circonstances tout à fait exceptionnelles.
     – l’ensemble des causes de mort est publié même si l’étude est focalisée sur une seule cause (les cancers par exemple). Cela permet d’avoir une vue globale de l’état de santé du groupe suivi.

     – la mortalité observée dans la cohorte est comparée à la mortalité que l’on observerait dans une population identique à la cohorte suivie mais n’ayant pas subi le risque que l’on cherche à identifier. Le choix de cette population de référence est particulièrement important et doit être soigneusement justifié.

     – il est très mal venu de modifier la cohorte au cours de l’étude dès que certains résultats sont connus. Cela jette un doute sur l’objectivité de l’étude: la modulation des données permet de moduler à volonté les résultats.

     – l’étude se poursuit jusqu’à l’extinction de la cohorte ou du moins jusqu’à ce que les survivants du groupe initial aient atteint un âge avancé.

     Comment les études entreprises par les experts CEA/COGÉMA sur la mortalité chez les mineurs d’uranium français se présentent-elles par rapport à ces règles?

I – Chronologie des diverses publications CEA/COGEMA
     1) Le bilan de mortalité établi au 31 décembre 1983 est présenté en mai 1984 [2]. La seule cause de mortalité indiquée est le cancer du poumon dont l’excès est manifeste. En novembre 1994[3] le même bilan est présenté sans plus de détails sur les diverses causes de mortalité.

     2) Ensuite c’est le silence jusqu’en 1988[4]: le bilan établi au 31 décembre 1985 est analysé. On y trouve la mortalité générale (toutes causes confondues), la mortalité pour l’ensemble des cancers et pour le cancer du poumon.

     Deux remarques:
     – La cohorte a changé entre les deux bilans. Les mineurs ayant travaillé moins de 2 ans (et plus de 3 mois) ont été éliminés. Ceci est dommage car ils auraient pu constituer un sous-groupe de travailleurs ayant peu subi le risque minier qu’il aurait donc été intéressant de comparer aux groupes de mineurs ayant travaillé plus longtemps.  


suite:
     – La mortalité générale (toutes causes confondues) est indiquée, ce qui est un progrès. Cependant cette donnée est insuffisante pour avoir des indications sur le niveau de santé des individus suivis car la mortalité générale n’inclut pas seulement la mortalité par toutes maladies (critère de santé) mais aussi la mortalité par causes violentes (accidents de la route, suicides etc…). De plus elle comprend la mortalité par maladies de l’appareil respiratoire autres que les cancers et qui peut être affectée par le travail minier. La connaissance de la mortalité générale et de celle par cancers ne permet donc pas d’estimer le niveau de santé hors risque professionnel.

     D’une façon générale, ces publications sont loin de présenter les standards de qualité généralement atteints par les études épidémiologiques[5]. Les experts du CEA paraissent jouir d’un statut à part en n’étant pas tenus par leur hiérarchie de remplir les critères habituellement admis pour des études scientifiques. Cette pratique contribue à obscurcir les problèmes et ne semble pas être considérée comme répréhensible par la direction du CEA.

     3) Un autre document est disponible[6]. Il s’agit du «Compte rendu de la réunion du CCHS [Comité Central d’Hygiène et de Sécurité] de groupe [CEA]» du 22 juin 1988. Ce texte est daté du 13 juillet 1988.

     Au cours de cette réunion le Dr Chameaud (présenté comme «COGÉMA-Mines, en retraite») fait le point sur «l’étude épidémiologique des mineurs d’uranium en France».

     Il s’agit du même bilan que celui d’avril 1988: la mortalité est comptabilisée jusqu’au 31 décembre 1985. Les résultats sont sensiblement les mêmes que ceux publiés antérieurement avec cependant des valeurs numériques différentes (la cohorte a perdu quelques uns de ses membres) alors que le rapporteur est un des signataires de l’article précédent. Cette valse des valeurs numériques enlève de la crédibilité à l’étude.

     A cette réunion du CCHS le Dr Chameaud mentionne un excès significatif des décès par cancer du larynx. Il n’explique cependant pas pourquoi cette donnée importante ne figure pas dans l’article qu’il a signé deux mois plus tôt.

     En résumé:
     Pour cette étude démarrée au début des années 80 par CEA/COGÉMA sur la mortalité par cancers chez les mineurs d’uranium français, nous ne disposions à la fin de 1991 que de textes publiés par le CEA en 1988 sur un bilan de mortalité établi au 31 décembre 1985.

     La conclusion était la suivante:
     «Dans l’état actuel de l’étude, nous confirmons l’excès de mortalité par cancer du poumon pour ces mineurs de fond français qui est significatif pour les deux cohortes» [il s’agit des mineurs ayant commencé à travailler avant 1956 et ceux ayant commencé après 1956]. Les auteurs avançaient cependant des réserves: «mais la vérification du facteur tabac dans les deux cohortes est nécessaire avant d’effectuer l’analyse dose/réponse en relation avec l’exposition au rayonnement ou d’estimer un facteur de risque»[4].

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 Les valeurs brutes publiées pour le bilan de mortalité, au 31 décembre 1985, des mineurs ayant commencé à travailler avant 1956 étaient les suivantes, rapportées à la population nationale pour la même répartition en âge d’individus de sexe masculin:

– fréquence de l’ensemble des cancers: 1,4 fois la fréquence nationale

     – fréquence des cancers du poumon: 2,7 fois la fréquence nationale

     – fréquence des cancers du larynx: 2,5 fois la fréquence nationale

     L’estimation du risque professionnel ne tenait pas compte du fait que les mineurs de fond sont sélectionnés à l’embauche sur des critères sanitaires très stricts. Ils forment donc une population ayant un niveau de santé bien supérieur à la moyenne nationale. Prendre comme référence l’ensemble de la population masculine française conduit dans ce cas à minimiser considérablement le risque professionnel (d’un facteur probablement voisin de 2).

     Les mineurs d’uranium suivis par CEA/COGÉMA devraient, en principe, avoir un taux de mortalité générale bien inférieur à la moyenne nationale. En fait la mortalité générale (hors cancers) qui est observée est supérieure de 30% à la moyenne nationale. Cela montrait que le risque professionnel ne se limite pas seulement au risque cancérogène du rayonnement, il affecte aussi certaines causes de mortalité autres que les cancers. Ce point était négligé par les experts CEA/COGEMA alors qu’ils ont suffisamment de données pour l’éclaircir et le préciser.

La recherche d’une population de référence bien représentative du groupe étudié est fondamentale pour estimer correctement le risque qu’il a subi.

II – Les dernières publications
     Dans le compte rendu de la réunion du 22 juin 1988 du CCHS du groupe CEA[6], le Dr Lafuma de l’IPSN (Institut de Protection et Sûreté Nucléaire, ayant en charge les études épidémiologiques effectuées au CEA) intervenait sur le problème des cancers chez les mineurs d’uranium français en réponse à une question posée par le représentant du syndicat CFDT:

     «CFDT – pouvez-vous nous remettre la dernière publication faite sur ce sujet?
     Dr Lafuma – nous faisons un point tous les 6 mois. La dernière publication a été faite récemment en Australie».

     Il s’agissait dans cette publication[4] du bilan de mortalité établi au 31 décembre 1985. Si les experts CEA/COGÉMA font le point tous les 6 mois les résultats demeurent confidentiels!

     Les textes publiés depuis fin 1991[7][8][9][10] apportent des éléments nouveaux par rapport aux textes de 1988, mais il s’agit encore du bilan de mortalité au 31 décembre 1985. Ainsi depuis 5 ans c’est toujours le même bilan que les experts CEA/COGÉMA présentent dans diverses publications.


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Remarque:
     Au 1er janvier 1986 la cohorte suivie comptait 1.428 individus en vie dont 400 étaient encore en activité. Pour ces derniers le suivi est évidemment très facile. Pour le millier d’autres qui ne sont plus en activité le suivi peut éventuellement poser quelque problème. La difficulté majeure n’est pas de savoir si un individu de la cohorte est vivant ou décédé, mais, en cas de décès, d’identifier la cause de mort. Cependant pour un millier de personnes dans les tranches d’âge concernées, le nombre de décès est inférieur à une vingtaine par an. La procédure de reçherche des causes de mortalité et leur exploitation est certainement bien établie et rodée depuis plusieurs années. Le retard considérable pour la publication des bilans de mortalité ne peut donc pas s’expliquer par des difficultés techniques.

La seule explication plausible est la volonté délibérée pour CEA/COGÉMA de ne pas rendre publics des résultats particulièrement dramatiques concernant les cancers professionnels chez les mineurs d’uranium français.

     Les données se sont stabilisées dans les divers textes publiés en 1991, 1992 et 1993 qui indiquent les mêmes valeurs numériques[7][8][9]. Par contre elles sont différentes de celles fournies en 1988 alors qu’il s’agit du même bilan. Aucune explication n’est donnée pour justifier ces différences. On peut remarquer que la cohorte a augmenté de 8% et que le nombre de décès attendus a augmenté de 17% alors que que le nombre de décès observés n’a augmenté que de 4%. La population ajoutée à la cohorte initiale n’a donc pas les mêmes caractéristiques moyennes (en ce qui concerne, entre autres, l’âge, la date d’embauche, la durée du travail en mine, la mortalité), que la population déterminée au début de l’étude. Il s’agit là d’un ajout effectué sur certains critères manifestement différents de ceux qui ont été adoptés au départ de l’étude. Il en résulte (est-ce un hasard?) que la mortalité par cancer du poumon normalisée à la moyenne nationale est réduite de 12% ce qui réduit le risque cancérogène professionnel de 30%. Il ne s’agit donc pas là d’une modification mineure et quelques explications de la part des auteurs de l’étude auraient été les bienvenues.

     Le tableau I résume quelques caractéristiques de la cohorte (bilan du 31 décembre 1985) où figurent deux sous-groupes: ceux qui ont commencé à travailler dans les mines entre 1946 et 1955 et ceux qui ont commencé leur travail entre 1956 et 1972.

Tableau I

Cohorte totale1ère exposition entre 1946 et 19551ère exposition entre 1956 et 1972
Nbre de mineurs1785793992
Age moyen des vibants au 31/12/1985 (ans)576055
Durée moyenne de suivi (ans)25, 228,322,8

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     Le bilan de mortalité pour l’ensemble de la cohorte est résumé dans le tableau II qui donne, pour diverses causes, la mortalité normalisée SMR (Standard Mortality Ratio), rapport entre le nombre de décès observés et le nombre de décès masculins attendus d’après les statistiques nationales de mortalité, compte tenu des âges et des années calendaires[7][8][9].III- Commentaires

     1) – Excès des décès par cancers: le tableau II montre que les décès par cancers sont nettement en excès. Les principaux organes concernés sont le poumon, le larynx, le cerveau et l’estomac. Les leucémies et les cancers des os sont en excès mais leur nombre est trop faible pour avoir une bonne certitude statistique. Un suivi plus long devrait pouvoir préciser ce point.

Tableau II

Causes de mortalitéMortalité normalisée SMR
(décès observés/décès attendus)
Toutes causes1.07
Toutes maladies autres que les cancers0.81
Maladies de l’appareil respiratoire1.74
Toutes maladies autres que les cancers et les maladies de l’app. resp.0.73
Maladies infectieuses et parasitaires0.42
Causes extérieures1.49
Tous cancers1.26
Cancers significativement en excès: 
estomac1.67
larynx2.35
poumon2.13
os2.12
cerveau1.89
leucémies1.44

 2) – Excès des décès par les maladies de l’appareil respiratoire (autres que le cancer): cet excès est d’environ 75% pour l’ensemble de la cohorte et de près de 120% pour les mineurs ayant commencé à travailler au fond des mines entre 1946 et 1956. «Cette cause est fortement tributaire d’un excès de décès par silicose (22 silicoses sur les 25 décès par maladies respiratoires)»[9].

     L’examen médical à l’embauche est particulièrement attentif aux anomalies respiratoires:

     «A l’embauche, il paraît sage d’éliminer ceux qui présentent des anomalies de l’appareil respiratoire susceptibles de favoriser l’inhalation et la rétention des particules radioactives. L’insuffisance de perméabilité nasale, les allergies respiratoires, les bronchites et les séquelles importantes de maladies respiratoires sont des contre-indications. La fonction rénale doit être normale. La radiographie pulmonaire de face et de profil et au besoin une épreuve fonctionnelle respiratoire sont les examens à pratiquer». Ce texte est du Dr Chameaud, médecin de la COGÉMA[11]. On devrait donc attendre de ce tri sévère à l’embauche un déficit de décès par maladies respiratoires. C’est ce qu’on observe effectivement si on ne tient pas compte des silicoses dans les décès par maladies du système respiratoire. L’excès de mortalité par des causes d’origine professionnelle est donc en réalité bien plus important qu’il n’y paraît lorsqu’on utilise sans précaution la population nationale comme population de référence.

     3) – Les décès par «causes extérieures». Ils sont en excès d’une façon significative. L’excès est de 42% pour l’ensemble de la cohorte, de 53% pour ceux ayant commencé à travailler entre 1946 et 1956 et 65% pour les autres. Les «causes extérieures» de mortalité rassemblent les morts violentes, accidents de la circulation, suicides, homicides, accidents divers etc… Une question doit donc se poser à propos de ces morts: y-a-t-il ou non, parmi ces décès en excédent, des décès par accidents du travail ou consécutifs à des accidents du travail? Dans l’affirmative ils contribueraient à alourdir le risque professionnel des mineurs en s’ajoutant au risque cancérogène.


suite:
4) – Le déficit de décès par maladies autres que les cancers: le problème de la population de référence.

     Ce déficit est de 19% pour l’ensemble de la cohorte. Il traduit «l’effet du travailleur en bonne santé» (healthy worker effect) que l’on observe couramment parmi les travailleurs soumis à des travaux pénibles ou à des risques importants. En effet, des critères de santé très stricts à l’embauche sélectionnent des personnes particulièrement résistantes. L’effet de la sélection est encore plus net, lorsque l’on prend en compte les décès par maladies infectieuses et parasitaires. Cette classe de causes de mortalité figure sous la dénomination «autres causes» dans les tableaux des publications CEA/COGÉMA[7]. Le déficit de décès par maladies infectieuses et parasitaires est de 60% pour la cohorte totale (50% pour les mineurs dont la première exposition intervint entre 1946 et 1955, 75% pour les autres). Un faible taux de mortalité par maladies infectieuses dans une population est le signe d’un système immunitaire bien meilleur que la moyenne. On voit là que le tri sanitaire à l’embauche a été particulièrement strict et efficace pour ces mineurs d’uranium.

     Il est ainsi clairement démontré, même si cela n’est pas explicité dans les publications, que les mineurs suivis dans cette étude sont des individus qui jouissaient avant leur activité dans les mines d’une santé bien supérieure à la moyenne nationale. Prendre cette dernière comme référence pour évaluer les excès de mortalité dus à l’activité professionnelle, introduit un biais très important qui conduit à minimiser considérablement le risque professionnel.

     Pour expliquer l’excès des décès par cancers qui était manifeste dès le début de l’étude en 1984, les experts CEA/COGÉMA avancent[3][7] qu’il pourrait être dû à un effet de classe sociale, ce que l’on a dénommé «l’inégalité sociale devant la mort»[12]. Les ouvriers et les manoeuvres ont un taux de mortalité par cancers supérieur à celui des classes plus élevées dans la hiérarchie sociale. Cependant les études de l’INSEE[12][13] montrent que cet excès de mortalité se constate pour l’ensemble des causes de mortalité et non pas seulement pour les cancers du poumon.

     Pour les travailleurs des professions à risque, même s’ils sont classés en bas de la hiérarchie sociale, le tri sanitaire à l’embauche renverse l’effet social habituel. On obtient alors une population d’individus présentant un taux de mortalité pour les diverses causes bien plus faible que pour le sommet de la hiérarchie sociale. C’est cet effet que dans la littérature scientifique anglo-saxonne on a appelé «the healthy worker effect» (l’effet du travailleur en bonne santé).

     Cet effet peut s’atténuer au cours de la vie professionnelle car le travail à risque élevé va affecter l’état de santé initialement excellent des travailleurs sélectionnés. Cette hypothèse pourrait expliquer que le déficit des décès par maladies infectieuses – et qui mesure le niveau de santé – passe de 75% pour la cohorte la plus jeune, à 50% pour celle des plus âgés qui ont travaillé plus longtemps au fond des mines.

Conclusion: Il n’est pas du tout justifié de comparer une population triée à l’embauche sur des critères de santé très stricts, à l’ensemble de la population nationale. Pour évaluer correctement le risque professionnel il faut tenir compte de cet effet.

     5) – La recherche d’une population de référence représentative de la cohorte triée à l’embauche.

     La population de référence la plus correcte serait celle composée d’individus recrutés à partir des mêmes critères de santé et n’ayant pas subi le risque professionnel des mineurs de fond. L’existence d’une telle population est mentionnée dans les premières publications des experts CEA/COGÉMA: «Un second groupe de travailleurs de surface incluant ces mineurs qui n’ont travaillé que dans des mines à ciel ouvert et ayant commencé à travailler pendant les mêmes périodes calendaires que les mineurs de fond, seront aussi suivis. Ils peuvent constituer, s’ils sont assez nombreux, un groupe de contrôle adéquat pour le groupe des mineurs de fond. Par conséquent il pourrait être possible de comparer les causes de mortalité de ces deux groupes de mineurs ne différant essentiellement que par leur exposition professionnelle au radon et à ses descendants. Les autres facteurs de confusion sont supposés être comparables entre ces deux groupes».

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Tel était le point de vue des experts en 1984[3]. Dans la publication de 1988[4] il n’est plus fait mention de ce groupe de mineurs particulièrement intéressant pour servir de référence. Les mineurs de surface réapparaissent en 1991 dans le compte rendu au comité scientifique de l’IPSN[7] mais, «le nombre de ces mineurs entrés entre 1946 et 1972 est relativement faible», ce qui n’était pas mentionné dans la publication de 1984. D’autre part les experts indiquent que «la recherche des décès de ce groupe est en cours mais reste incomplète» alors qu’elle semble avoir été incluse dans l’étude dès l’origine. La recherche des causes de décès pour ces mineurs de surface aurait-elle posé des problèmes beaucoup plus difficiles à résoudre que pour les mineurs de fond? Les mêmes affirmations non argumentées sont données dans la publication de 1992[9]. Aucune valeur n’est présentée pour qualifier la faiblesse numérique de ce groupe de mineurs de surface. On note ainsi une complète incohérence entre les propos de 1984 et ceux exposés ultérieurement.

     6) – L’effet du tabac: autant les experts CEA/COGÉMA sont discrets sur la possibilité de trouver une population de référence qui pourrait éliminer la plupart des biais, autant ils ont insisté sur le fait que la surconsommation de tabac pourrait expliquer une partie importante de l’excès des décès par cancer du poumon [3][4][7][8][14][15].
     On ne comprend pas pourquoi l’étude CEA/COGÉMA n’a pas inclus, dès le départ de l’étude, la consommation de tabac parmi les données à collecter.
     La dernière publication en 1993 dans la revue British Journal of Cancer[9] indique: «La consommation de tabac est bien connue comme un facteur important de confusion pour les cancers du poumon et du larynx , des interviews des mineurs d’uranium français employés en 1988 a montré que la proportion de fumeurs, d’ex-fumeurs et de non fumeurs est comparable à la distribution observée parmi la population masculine française». Il apparaît donc difficile d’invoquer le tabagisme comme une des causes possibles des excès de cancer observés chez les mineurs d’uranium afin d’atténuer le risque professionnel.

IV-Le risque professionnel chez les mineurs d’uraniumen France
     D’après les données les plus récentes publiées par les experts CEA/COGÉMA chargés d’étudier les risques professionnels des exploitations minières de CEA/COGÉMA on peut, avec toutes les réserves que nous avons faites sur la validité de leurs études, résumer les risques professionnels français de la façon suivante pour l’ensemble de la cohorte suivie entre 1946 et 1972 et le bilan de mortalité au 31 décembre 1985:
     1) – Le risque cancérogène
     Le tableau III donne pour les divers cancers déjà répertoriés dans le tableau II, la fréquence observée de ces cancers rapportée à la moyenne nationale (valeurs SMR du tableau II) et la fréquence corrigée pour tenir compte du tri à l’embauche. Pour effectuer cette correction nous avons utilisé le déficit de mortalité par maladies infectieuses et parasitaires comme critère général de la santé de la population triée [fréquence corrigée = fréquence normalisée dite SMR /0,42]. Il est possible que cette procédure conduise à sous-estimer le risque professionnel des mineurs car le travail pénible en fond de mine atténue certainement l’effet du tri sanitaire à l’embauche.


suite:
Tableau III

Fréquence des décès par cancers 
 Cause de mortalitéFréquence rapportée à la moy. nat. (SMR)  Fréquence corrigée Probabilité qu’un décès par cancer soit professionnel
 tous cancers 1.26 3.0 67%
 larynx 2.35 5.6 82%
 poumon 2.13 5.1 80%
 os 2.12 5.0 80%
 cerveau 1.89 4.5 78%
 leucémies 1.44 3.4 71%

 Lorsqu’un mineur d’uranium meurt d’un cancer, on peut, en s’appuyant sur ces résultats, évaluer la probabilité pour que ce cancer soit professionnel à partir de la fréquence des décès corrigée fc. Cette probabilité est égale à (1 – fc) / fc. La situation pour les mineurs décédés avant le 31 décembre 1985 est résumée dans la dernière colonne du tableau III.

     Ainsi la plupart des décès par cancer chez les mineurs d’uranium aurait pour origine leur activité professionnelle. Quel que soit le type de cancer la présomption est très forte pour qu’un décès par cancer soit dû au travail au fond des mines. Combien de ces décès ont-ils été reconnus comme ayant une origine professionnelle et indemnisés en tant que tels? Pour les experts CEA/COGÉMA cet aspect de l’étude dont ils ont la charge n’entre pas dans la problématique scientifique qui les intéresse.

     2) – Les autres risques professionnels
     Les mineurs d’uranium sont des travailleurs qui, en plus des risques cancérogènes, subissent les risques habituels des mineurs de fond. On doit en tenir compte si l’on veut établir un réel bilan des risques professionnels des mineurs de fond de la COGÉMA.

     – les décès par causes extérieures (morts violentes) sont largement en excès d’une façon significative. Il y a parmi eux un certain nombre d’accidents du travail qu’il aurait été intéressant de comparer avec ceux observés dans d’autres types d’exploitation minière et dans les professions non minières.

     – les décès par maladies de l’appareil respiratoire. Il s’agit essentiellement des décès par silicose, maladie fréquente chez les mineurs de fond. La quasi totalité des décès de cette catégorie est due à la silicose (22 cas sur 25) dont l’origine professionnelle ne peut être niée.

V – L’avenir de l’étude
     1) – La durée du suivi de mortalité est beaucoup trop courte pour établir correctement le risque cancérogène du travail dans les mines d’uranium. La durée moyenne du suivi est de 25 ans pour l’ensemble de la cohorte, 28 ans pour ceux ayant commencé à travailler entre 1946 et 1955, 23 ans pour les autres (Tableau I).

     D’autre part l’âge moyen des vivants au 31 décembre 1985 est relativement jeune, 57 ans pour l’ensemble de la cohorte. Les études effectuées sur les survivants des bombardements atomiques de Hiroshima et Nagasaki montrent que les temps de latence pour les cancers radioinduits (temps qui s’écoule entre l’irradiation des individus et le décès par cancer) sont très longs.

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(suite)


L’excès de mortalité par tumeurs cancéreuses solides commence à apparaître à partir de la dixième année qui suit l’irradiation, cet excès s’amplifie avec le temps et aucune décroissance de cet excès n’a été observée même après des temps très longs. En tenant compte de l’étude épidémiologique faite sur les survivants japonais et qui sert généralement de référence en radioprotection, on peut dire qu’une étude qui s’arrête lorque l’âge moyen des vivants de la cohorte est 57 ans, après un suivi de 25 ans, ne peut pas établir d’une façon correcte l’effet cancérogène des rayonnements ionisants. Ceci est reconnu par les auteurs de la publication de 1992[8] au chapitre «Perspectives»: «Il est prévu de prolonger la surveillance de cette cohorte pour deux raisons principales:

     – d’une part, la cohorte est encore trop jeune pour que la totalité du risque de cancer du poumon se soit exprimée [souligné par nous].
     – d’autre part, la faible exposition annuelle observée présentement devrait permettre de mieux préciser le risque associé aux faibles expositions» Dans le bulletin de l’IPSN N°1[15] ce point est à nouveau précisé: «A la fin de 1985 la moyenne d’âge du sous-groupe des mineurs les plus jeunes était trop faible (moyenne d’âge 55 ans) pour que la plupart des risques potentiels de cancer du poumon se soient exprimés».

Il est évident que la publication du bilan de mortalité au 31 décembre 1992 que les experts CEA/COGÉMA ont certainement établi actuellement permettrait d’avoir une bien meilleure précision sur l’estimation du risque professionnel des mineurs d’uranium français. Pourquoi le CEA continue-t-il à ne publier que le bilan de 1985?

2) – Comment le CEA envisage-t-il de poursuivre l’étude?
     «Au début de ce travail, l’analyse de risque de cancer lié au radon était demandé dans le cadre professionnel»[7]. En clair cela signifiait: les mineurs d’uranium français ont-ils subi des risques cancérogènes d’origine professionnelle ?

     S’agissait-il là d’une motivation sociale afin de réparer un préjudice qui n’aurait pas été pris en compte? Les textes publiés ne permettent pas de répondre par l’affirmative, mais la suite du texte cité plus haut précise: «Depuis, des questions ont été soulevées par des organismes internationaux (CCE), et des positions adoptées par des agences de l’environnement (comme l’EPA aux USA), relatives à l’exposition des populations au radon dans leurs habitations. Donc l’évaluation quantitative du risque lié aux faibles expositions a pris une importance primordiale. L’étude des mineurs entre dans ce nouveau contexte et dans un programme plus global de l’estimation du risque lié au radon».

     Ainsi le CEA ne semble plus être désireux de mesurer le risque professionnel subi par ses mineurs d’uranium. La poursuite de l’étude sera désormais consacrée à établir la relation entre les décès par cancer du poumon et le radon inhalé. Le texte déja cité précise: «Elle [l’étude] sera conduite parallèlement à une étude cas-témoin traitant du risque lié au radon en milieu domestique en Bretagne et dans les Ardennes». La publication de 1993[9] apporte quelques précisions: «La première analyse sur les mineurs d’uranium français doit être considérée comme une étape dans l’étude du risque cancérogène lié aux faibles doses de radon».

     Les mineurs cancéreux n’entrent plus dans les préoccupations des experts CEA/COGEMA. Tenter de connaître le nombre de mineurs qui ont été tués par la radioactivité au fond des mines n’a guère d’intérêt scientifique. Ces experts se consacreront dorénavant à des recherches purement scientifiques. C’est moins dramatique et bien plus valorisant surtout vis à vis de la hiérarchie!


suite:
     Ce passage de l’étude à un registre «purement scientifique» pourrait cependant ne pas être aussi désintéressé qu’il n’y paraît. En effet, aux États-Unis et au Royaume-Uni les responsables de la radioprotection attachent de plus en plus d’importance à l’action cancérogène du radon dans les habitations. Le coefficient de conversion admis est de 1 millisievert par an (100 millirem) pour une concentration en radon de 10 Bq/m3[16].

     Cette valeur de 1 mSv/an est considérée par la Commission intemationale de protection radiologique (CIPR) comme la limite de dose pour la population[17]. La CIPR[18] considère qu’une concentration à l’intérieur des habitations de 15 Becquerels par m3 est une valeur représentative de la moyenne. Elle fixe le niveau d’intervention à 200 Bq/m3 pour les maisons anciennes et à 100 Bq/m3 la limite supérieure pour les normes de constraction des maisons futures. Pour justifier cette intervention dans un domaine que certains pourraient contester, la Commission précise: «Il a été dit explicitement que la limite annuelle de 1 mSv recommandée [mais non encore adoptée en France, note de l’auteur] pour l’équivalent de dose efficace relatif aux expositions chroniques des membres du public aux sources artjficielles ne s’applique pas aux sources naturelles telles que le radon dans les maisons. Cependant, la partie maîtrisable des expositions naturelles doit être maintenue aussi faible qu’il est raisonnablement possible, les facteurs socio-économiques étant pris en compte»[18].

     Les responsables français de la radioprotection ne semblent pas vouloir admettre de telles limites d’intervention qu’ils jugent trop basses. Les radioprotectionnistes en Limousin sont assez farouches sur ce point. Il est évident que ces limites considérées comme dangereuses et impliquant une intervention poserait de multiples problèmes à un grand nombre d’habitations de la région. Effectuer des études pour tenter de montrer que le radon et ses descendants ne sont pas aussi nocifs qu’on le craint pourrait expliquer la nouvelle orientation de l’étude.

     Indépendamment des problèmes professionnels concemant le risque des mines d’uranium, les mineurs d’uranium doivent être considérés par la population comme des bio-indicateurs. Si les décès par cancers sont en excès chez les mineurs c’est parce que le radon, ses descendants, les poussières radioactives sont dangereux. Faut-il attendre d’avoir une grande précision dans l’évaluation d’un tel risque avant d’intervenir? Le décret du 9 mars 1990 qui réglemente les mines d’uranium pour la protection de l’environnement est-il suffisamment contraignant? La réponse à ces questions est non[19].

3) – Ce qu’envisage CEA/COGÉMA est contraire à ce qui est recommandé pour les études épidémiologiques
     En effet il est généralement recherché pour les études épidémiologiques des groupes homogènes et stables par rapport au risque que l’on veut étudier. C’est d’ailleurs cette démarche qui a conduit les experts CEA/COGÉMA à scinder la cohorte initiale en deux sous-groupes définis par leur date d’embauche pour le travail minier. D’autre part il est bien évident que le risque est d’autant plus facile à identifier et à évaluer que les individus sont plus exposés. En 1985 la Commission nationale des cancers précisait à propos des cancers professionnels[20]:

     «Il apparaît (…) raisonnable de localiser les populations les plus exposées». C’est pourquoi on ne peut que rester perplexe devant la perspective d’étendre l’étude sur les mineurs français à des populations hétérogènes et aux caractéristiques mal définies de Bretagne et des Ardennes (le Limousin ne semble pas préoccuper les experts CEA/COGÉMA) ou à des groupes de mineurs étrangers aux caractéristiques socio-sanitaires disparates. Ce genre de pratique ne peut que biaiser fortement les résultats des études.

p.14

(suite)



Références
1. Roger Belbéoch, Les risques de cancer chez les mineurs d’ uraniumLa Gazette Nucléaire N°111/112, nov. 1991.

2. Les risques de cancer chez les mineurs d’uraniumTravail, N°26, automne 1992 p. 133-137.

3. M. Tirmarche, J. Chameaud, J. Piechowski, J. Pradel, Enquête épidémiologique française sur les mineurs d’uranium: difficultés et progrès; texte présenté au Congrès international sur la protection du risque du rayonnement, Berlin mai 1984.

4. M. Tirmarche, J. Brenot, J. Piechowski, J. Chameaud, J. Fradel, The present state of an epidemiological study of uranium miners in France [Etat présent d’une étude épidémiologique sur les mineurs d’uranium en France] texte présenté à la Conférence internationale sur la sécurité vis à vis de l’irradiation professionnelle dans les mines, Toronto, nov. 1984.

5. M. Tirmarche, A. Raphalen, F. Allin, J. Chameaud, Lung cancer mortality of uranium miners in France (Mortalité par cancer du poumon chez les mineurs d’uranium en France); texte présenté au 7ème Congrès international de protection contre les rayonnements, Sydney, 10-17 avril 1988.

6. Par exemple l’étude épidémiologique sur la mortalité chez les travailleurs de l’industrie nucléaire britannique (NRPB – R251 janvier 1992) est un document très détaillé de 102 pages et dont les données et les résultats sont présentés dans 42 tableaux numériques. Ce document peut être obtenu par quiconque en fait la demande auprès du National Radiological Protection Board.

7. Dr J. Chameaud (COGÉMA – La Crouzille). Bilan sur les mineurs d’uranium, procès verbal de la 30ème réunion du Comité Central d’Hygiène et de Sécurité de Groupe, tenue le 22 juin 1988 au siège du CEA.

8. M. Tirmarche, A. Raphalen, F. Allin, J. Chameaud, P. Bredon, Etude épidémiologique de la mortalité d’un groupe de mineurs duranium en France; ce texte a  été présenté le 23 octobre 1991 au Conseil scientifique de l’Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (CEA); note SEGR – LEADS 91/30.

9. M. Tirmarche, A. Raphalen, F. Allin, J. Chameaud, P. Bredon, Étude épidémiologique de la mortalité d’un groupe de mineurs duranium en France, IRPA 8 (huitième Congrès international de l’Association internationale de radioprotection), Montréal, 17-22 mai 1992.

10. M. Tirmarche, A. Raphalen, F. Allin, J. Chameaud, P. Bredon, Mortality of a cohort of French uranium miners exposed to relatevely low radon concentrations (Mortalité dans une cohorte de mineurs d’uranium français exposés à des concentrations relativement faibles de radon), Br. J. Cancer (1993), 67, p. 1090-1097. (Ce texte a été reçu par la revue le 23 mars 1992 et pour sa forme définitive le 24 nov. 1992).


suite:
11. S. Bernhard, J. Pradel, M. Tirmarche, P. Zettwoog, Bilan et enseignement de la radioprotection dans les mines d’uranium depuis 45 ans (1948-1992) RGN [Revue Générale Nucléaire] (1992) n°6, nov/déc. [Le titre de cet article est un abus de langage car le bilan dont il est fait état s’arrête au 31 déc.1985 et non en 1992! D’autre part les auteurs dans ce «bilan» ne donnent aucune indication sur les excès de décès par cancer observés chez les mineurs français. La radioprotection dans les mines ne serait-elle pas concernée par cet aspect du travail minier? (note Gazette)]

12. Dr J. Chameaud, Prévention médicale dans les mines d’uranium; ce texte a été présenté au cours de la session d’étude sur la protection contre les rayonnements de l’exploitation et du traitement des minerais d’uranium, organisée par le CEA (IPSN) à Vassivière en sept. 1988.

13. Guy Desplanques, L’inégalité sociale devant la mort; extrait d’«Économie et Statistique» (revue de l’INSEE) n°162, janvier1984. Guy Desplanques, La mortalité des adultes, résultats de 2 études longitudinales (période ]955-J980) les collections de l’INSEE, n°479 D- 102, janvier 1985.
Margot Tirmarche, Irradiation et risque de cancers, l’apport de l’épidémiologie, CLEFS CEA, n°16, printemps 1990.

14. M. Tirmarche, A. Raphalen, F. Allin, J. Chameaud, P. Bredon, Mortalité d’un groupe de mineurs d’uranium français exposés à des concentrations relativement faibles en radon, Bulletin de l’IPSN n°1 (non daté) p. 14-24.


15. Michael O’Riordan, How to live with radon (Comment vivre avec le radon), Nature, vol. 331,28 janvier 1988.

16. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. (Recommandations de la Commission Internationale de Protection Radiologique), Publication 60 de la CIPR, Oxford, Pergamon Press 1991

17.Lung Cancer Risk from Indoor Exposures to Radon Daughters (Risque de cancer du poumon dû à l’exposition aux descendants du radon à l’intérieur des maisons)

18. Publication 50 de la CIPR (adoptée par la Commission en septembre 1986), Oxford, Pergamon Press 1987.

19. Roger Belbéoch. La réglementation des mines d’ uranium pour la protection de l’environnementGazette Nucléaire 111/112, nov. 1991.

20. R. Sancho-Garnier et P. Schaffer, Pour améliorer la connaissance et la prévention des cancers professionnels. Commission nationale des cancers, la lutte contre le cancer en France. La Documentation Française, nov. 1985.

p.15a

(suite)


Commentaires sur les projets Cogéma en Limousin
Roger Belbéoch


Quatre projets sont envisagés par la COGEMA pour le site de Bessines:
     I – Stockage d’oxyde d’uranium appauvri

     Il – Traitement, conditionnement et stockage de composés de thorium

     III- Entreposage de sels d’uranium naturel

     IV – Traitement de composés uranium – mercure.

I. Le projet de stockage d’uranium appauvri

a) La radiotoxicité de l’uranium naturel ou appauvri doit être considérée comme très élevée pour les oxydes UO2 et U3O8


     La réglementation est incohérente en ce qui concerne la radiotoxicité de l’uranium. Il est considéré, d’une part, comme faisant partie du groupe 4 des radioéléments à faible radiotoxicité mais, par ailleurs, les limites annuelles d’incorporation (LAI) relatives à l’uranium devraient le faire admettre comme très radiotoxique.

     En effet les LAI par inhalation des oxydes (UO2 et U8O8) sont voisines de celles du plutonium si l’on se réfère aux modèles utilisés par la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR) pour établir les limites d’incorporation annuelles qui sont par ailleurs adoptées par le Conseil des Communautés Européennes et la réglementation française.

  Ainsi, malgré sa classification officielle dans le groupe 4 des radioéléments à faible radiotoxicité, l’uranium doit être considéré comme un élément très radiotoxique surtout sous la forme de composés insolubles comme les oxydes, (voir l’annexe «Comparaison de la radiotoxicité du thorium, de l’uranium et du plutonium»).

b) La toxicité chimique de l’uranium est très élevée
     On oublie généralement de signaler que l’uranium est chimiquement fortement toxique. Son incorporation dans l’organisme se manifeste par des dégâts sur les reins et par des lésions nécrosées sur les artères. Ce sont surtout les composés solubles de l’uranium qui sont chimiquement dangereux (Cf N. Irving Sax, «Dangerous Properties of Industrial Materials» Reinhold Editor). Cependant, si des oxydes d’uranium insolubles peuvent fuir dans l’environnement, il faut s’assurer que les traitements chimiques de l’eau pour la consommation des populations ne peuvent pas conduire à des composés plus solubles par modification de la valence de l’uranium.

p.15b



c) Activité totale de l’uranium appauvri du stockage envisagé par la Cogéma à Bessines.

     Le projet prévoit le stockage de 265.000 tonnes d’oxyde d’uranium U8O8. Ceci correspond à environ 225.000 tonnes d’uranium appauvri.


     L’uranium naturel contient 3 isotopes suivant la composition:U234  0,005%
U235  0,72%
U238 99,275%     L’uranium 234 est dans la filiation de l’uranium 238. Dans l’uranium naturel ces deux isotopes sont en équilibre radioactif et leur activité y est identique.

     On peut supposer que l’enrichissement de l’uranium aboutit à la production, à titre de déchet, d’uranium appauvri dont la teneur en U 235 et U 234 a été réduite de 70%.

     Dans ces conditions une tonne d’uranium appauvri représente une activité de 16,2 GBq (l GBq = 1 Gigabecquerel = 1 milliard de becquerels). A titre de comparaison une tonne d’uranium naturel représente une activité de 25 GBq.
     Ainsi les 265.000 tonnes d’oxyde d’uranium appauvri représentent une activité totale de 3, 65 millions de GBq (environ 100.000 curies) qui se répartissent de la façon suivante:

U 234 0,84 millions de gigabecquerels (22.700 curies)
U235 0,03  ,, ,, (8l0 curies)
U 238 2,78  ,, ,, (75.135 curies)

     On voit qu’il s’agit là d’une quantité considérable de radioactivité qu’il n’est pas raisonnable de traiter à la légère même si la règlementation ne prévoit pas de très fortes contraintes pour ce genre de situation.

d) La réglementation
     Nous avons mentionné l’incohérence de la réglementation en ce qui concerne l’uranium. Manifestement cette réglementation n’est pas adaptée à l’énorme radioactivité que la Cogéma désire concentrer à Bessines et à la radiotoxicité qu’elle représente.

     Nous pensons que c’est à partir de la radiotoxicité totale impliquée par ce stockage et des menaces qu’il représente pour la population qu’il faut considérer le projet de la Cogéma.

e) L’uranium appauvri, matière première potentielle du procédé d’enrichissement par laser?

     La Cogéma affirme que cet uranium appauvri est une matière valorisable ce qui revient implicitement à considérer ce stockage non pas comme un stockage de déchets radioactifs à vie longue mais comme un simple entreposage temporaire.

     Le procédé d’enrichissement isotopique de l’uranium en excitant des composés d’uranium par un rayonnement infrarouge est connu depuis fort longtemps. Il n’a donné lieu jusqu’à présent qu’à de modestes réalisations de laboratoire. Le passage à un niveau industriel (il faut penser qu’il s’agirait, en l’an 2010, de traiter 225.000 tonnes d’uranium) nécessiterait une source de rayonnement infrarouge extrêmement puissante que seul un laser à électrons libres serait peut-être capable de produire. Quand on évalue la puissance infrarouge nécessaire pour réaliser un traitement industriel de ce type on arrive à des puissances de rayonnement infrarouge considérables. Ces puissances nécessiteraient des accélérateurs d’électrons (composants de base des lasers à électrons libres) dont la réalisation n’est guère concevable.

     Signalons que l’enrichissement par excitation infrarouge exige l’utilisation d’un rayonnement très monochromatique. Or, plus on augmente la puissance des lasers à électrons libres – ce qui est nécessaire pour une installation industrielle – plus le spectre de la lumière produite s’élargit ce qui rend le laser totalement impropre à l’enrichissement isotopique. Il n’y a pas actuellement de voie de recherche pour éviter cet effet qui est fondamentalement lié à la physique même du fonctionnement du laser.


suite:
     Il s’agit d’un projet d’enrichissement qui, d’après la Cogéma, devrait être opérationnel vers 2010, c’est à dire dans 17 ans. Si l’on tient compte du gigantisme de ce projet, la Cogéma devrait déjà avoir rédigé le cahier des charges des installations nécessaires afin que des études de faisabilité soient engagées.

     De toute façon, en l’absence de précision sur les caractéristiques de l’équipement envisagé, les affirmations de la Cogéma ne peuvent être sérieusement prises en compte.

Conclusion
     Le seul débouché industriel de l’uranium appauvri envisagé jusqu’à présent était celui des surgénérateurs, comme couverture pour la production de plutonium. Cette utilisation aurait nécessité un parc de surgénérateurs assez gigantesque pour absorber l’énorme quantité d’uranium appauvri produit. L’échec de Superphénix et l’abandon de ce réacteur nucléaire pour la surgénération de plutonium ont supprimé ce débouché éventuel.

     En toute logique, l’uranium appauvri qui a été généré par le programme électronucléaire français doit être considéré comme un déchet radioactif. Ceci bien sûr réagit sur la conception et la réalisation des containers nécessaires pour le confinement à long terme de ce type de déchet ainsi que sur les conditions de ce confinement.

     Il est facile de se rendre compte que le coût d’un stockage de cet uranium appauvri est beaucoup plus élevé que celui d’un entreposage provisoire. D’autre part les autorités de sûreté n’ont pas, jusqu’à présent, défini les règles de sûreté que devrait respecter un tel stockage.

     La référence à un enrichissement futur par laser semble bien n ‘être qu’un leurre qui est bien utile pour:
     – masquer l’imprévoyance des promoteurs du programme électronucléaire qui n’ont rien prévu pour la gestion de ce type de déchet,
     – réduire les coûts de stockage,
     – éviter aux autorités de sûreté de rédiger des règles de sûreté qui pourraient donner naissance à des polémiques,
     – habituer la population à ce stockage sauvage, prélude à un stockage définitif dans des conditions précaires de sûreté et particulièrement peu onéreux.

II. Le projet «sels de thorium»
     Il s’agit d’une installation de traitement de nitrate de thorium (sel soluble) pour reconditionner ce composé en vue d’un stockage.

a) La radiotoxicité du thorium
     Le thorium est plus radiotoxique que le plutonium 239. Il l’est 5 fois plus si l’on prend en compte la directive européenne de 1984 et la règlementation française de 1988 et 3,3 fois plus si l’on prend en compte la publication 61 de la CIPR
(1990).

     Dans la réglementation française le thorium naturel est classé dans le groupe 2 défini comme à «forte radiotoxicité». Nous montrons en annexe l’incohérence de cette réglementation car la radiotoxicité du thorium naturel déduite des limites annuelles d’incorporation devraient le classer dans le groupe 1 des radioéléments à très forte radiotoxicité.

b) Activité mise enjeu dans le projet Cogéma
     Une tonne de thorium naturel représente une activité de 74 Gigabecquerels (2 curies). Cette activité se répartit à égalité entre les deux isotopes présents dans le thorium naturel: les isotopes 228 et 232.

     Les 2.245 tonnes envisagées dans le projet représentent environ 170.000 Gigabecquerels (170 Térabecquerels ou 4.490 curies).

p.16

(suite)



c) La réglementation
     L’installation en projet est manifestement une installation nucléaire de base (INB) et relève des procédures concernant ce type d’installation.

     Les caractéristiques qui définissent réglementairement les INB sont données dans l’annexe du décret n°85-449 du 23 avril 1985 (Journal Officiel du 24 avril 1985).

     L’annexe jointe à ce décret définit les seuils et les critères qui doivent servir à définir les installations nucléaires de base:

     «Les installations énumérées ci-dessous, à l’exception des installations provisoires autorisées pour une durée inférieure à six mois non renouvelable, des installations mobiles et des installations nucléaires de base intéressant la défense nationale, classées secrètes dans les conditions prévues par l’article 17 du décret n°63-1228 du 11 décembre 1963»

     [manifestement le projet de la Cogéma n’entre pas dans les exceptions envisagées dans le décret].

     […]«3. Les installations dans lesquelles les activités de substances radioactives pouvant être détenues sont égales ou supérieures aux valeurs suivantes, définies en fonction de l’affectation de l’installation et du groupe de radiotoxicité relative dans lequel les radioéléments sont classés conformément au tableau 1 de l’annexe II du décret n°66-450 du 20 juin 1966 relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants:

     a) Installation de préparation, de fabrication et de transformation de substances radioactives: 37 TBq pour les radioéléments du groupe 2 (…)»

     Le projet concerne une installation de transformation d’un radioélément du groupe 2. Le seuil qui détermine la qualification en INB est de 37 TBq. L’activité envisagée pour l’installation en projet est de 170 TBq soit 4, 6 fois supérieure au seuil qui définit l’INB.

     Le compte rendu de la réunion de la Commission Locale d’Information (CLI) de Bessines du 8 février 1993 indique au chapitre «Cogéma en Limousin, les projets» pour l’installation relative aux sels de thorium:

     «le dossier sera présenté à la fin du premier semestre 93, dans le cadre d’une demande d’autorisation d’installation classée pour la protection de l’environnement».

     Ainsi, la procédure envisagée par la Cogéma pour cette installation n’est pas conforme à la règlementation.

d) Quelques remarques sur le texte présenté par la Cogéma à la Commission Locale d’Information du 8 février 1993

     Dans le texte de la Cogéma on trouve la phrase suivante:
     «L’impact sur l’environnement sera parfaitement maîtrisé, en particulier par la mise en place de dispositifs évitant toute pollution accidentelle des eaux».

     En toute rigueur ce texte signifie que la Cogéma a identifié tous les scénarios accidentels pouvant amener une pollution des eaux et qu’elle a, pour chacun de ces scénarios, un dispositif qui empêche toute contamination des eaux aussi faible soit-elle.

     L’installation projetée est potentiellement capable de polluer les eaux. Avant d’envisager la réalisation d’un tel stockage il est nécessaire d’examiner avec soin tous les scénarios pouvant conduire à une pollution de la région. Des mesures efficaces de contrôle et de gestion des pollutions accidentelles possibles devraient être définies en vue de la protection de la population. Les critères retenus devraient bien évidemment être clairement explicités pour que la population soit en mesure d’en débattre démocratiquement.


suite:
III. Le projet uranium naturel
     Les indications fournies par la Cogéma à la CLI du 8 février 1993 sont trop succinctes pour permettre une analyse même sommaire de ce projet.

     On peut signaler que le stockage de 10.000 tonnes d’uranium naturel correspond à une très forte activité.

     On estime que 3 tonnes d’uranium naturel représentent une activité de 74, 2 Gigabecquerels (environ 2 curies) se répartissant de la façon suivante:
     37 GBq pour l’isotope 238
     37 GBq pour l’isotope 234
     0,2 GBq pour l’isotope 235
     Il s’agit là d’une activité considérable représentant une radiotoxicité potentielle très importante qu’il ne faudrait pas traiter à la légère, ce que semble faire la Cogéma en présentant son projet d’une façon aussi rudimentaire.

IV. Projet produits mercuriels
     Les indications fournies par la Cogéma à la CLI sont trop rudimentaires pour donner lieu à une analyse pertinente.

     Là encore notons une expression dénuée de sens: «Un traitement thermique permettra de récupérer la totalité [souligné par nous] du mercure.» Aucun procédé industriel n’a un rendement de 100%. Ily aura obligatoirement des résidus. Qu’en fera-t-on?

     Le mercure est un toxique chimique redoutable. Dans le livre de IRVING SAX, «Dangerous properties of industrial materials» (Propriétés dangereuses des matériaux industriels) qui fait autorité en matière de toxicité, le mercure est classé au niveau de toxicité le plus haut; celui qui est défini comme «pouvant causer la mort ou des lésions permanentes après une très courte exposition à de très petites quantités».

     La toxicologie du mercure est décrite de la façon suivante:
     «Le mercure est un poison protoplasmique; après absorption il circule dans le sang et est stocké dans le foie, les reins, la rate et les os […]. Dans le cas d’empoisonnement industriel, l’effet principal est sur le système nerveux central, sur la bouche. Des colites ont été fréquemment rapportées […]. Les symptômes essentiels d’empoisonnement par le mercure dans les activités industrielles sont des stomatites, des tremblements et des perturbations psychiques. Habituellement les premiers troubles sont une salivation excessive et des douleurs en mâchant; dans des cas plus sévères il peut y avoir des gingivites avec perte des dents avec l’apparition d’une ligne noire sur le bord des gencives. […]. Les muscles de la face, les mains, et les bras sont affectés en priorité. Dans les cas les plus sévères il peut aussi y avoir des convulsions ou des mouvements tremblants; l’écriture est souvent illisible […]. La perturbation psychique comprend des changements tels que perte de mémoire, l’insomnie, la perte de confiance, l’irritabilité, des peurs vagues et des dépressions

     On voit par la description de ces symptômes que le mercure est un contaminant redoutable pour les travailleurs et non négligeable pour la population. L’effet de synergie avec l’uranium, à la fois toxique chimique et radiotoxique pourrait encore amplifier les effets de chacun des composants de ces «produits mercuriels».

     Le texte de la Cogéma se termine par une phrase assez curieuse:
     «Une épuration très poussée des gaz issus du traitement, permettra leur rejet dans l’atmosphère en conformité avec la règlementation actuelle».

     Ceci indique que malgré une récupération à 100% il y aura des rejets toxiques dans l’atmosphère et la Cogéma se déclare prête à respecter la règlementation actuelle!

p.17

(suite)


Annexe
Comparaison de la radiotoxicité de l’uranium, du plutonium et du thorium
Roger Belbéoch

 
L’incorporation de radioéléments par ingestion et inhalation conduit à l’irradiation prolongée de différents organes et tissus. Pour les travailleurs la durée considérée est de 50 ans.

     Pour un becquerel de chaque radionucléide incorporé les experts calculent, à partir de modèles, l’«équivalent de dose engagé», dose reçue en 50 ans au niveau des différents organes et tissus. Par l’intermédiaire de coefficients de pondération ils en déduisent l’«équivalent de dose efficace engagé» comme si l’organisme entier était irradié d’une façon uniforme.

     La vérification de la validité des modèles utilisés par les experts est quasiment impossible étant donné la complexité des mécanismes mettant en jeu le métabolisme et la rétention des radionucléides dans les organes et tissus.

     Pour les travailleurs on aboutit à une double limitation des doses annuelles:

     – Afin de prévenir l’apparition de dommages non stochastiques (effets dits déterministes car ils dépendent de la dose reçue et très peu des individus) à certains organes ou tissus (surfaces osseuses, poumons etc.) l’incorporation ne doit pas conduire à un équivalent de dose engagé à ces organes dépassant 0,50 sievert par an (50 rem). [La limite de dose est de 0,15 Sv pour le cristallin].

     – La dose d’irradiation rapportée au corps entier, l’«équivalent de dose efficace», ne doit pas dépasser 50 millisievert par an (5 rem) afin de limiter d’une façon «acceptable» les effets stochastiques, non déterministes, c’est-à-dire les cancers mortels pour les travailleurs et les effets génétiques pour leur descendance.

     On obtient les limites annuelles d’incorporation (LAI) par inhalation et ingestion appelées aussi limites d’incorporation annuelles (LIA) – à l’aide de ces deux limitations de dose en retenant la quantité de radionucléide la plus faible conduisant soit à 0,5 Sv (50 rem) à l’organe ou tissu le plus irradié, soit à 50 mSv (5 rem) corps entier.

     Pour le public les LAI sont 10 fois plus faibles qùe celles des travailleurs.

     Depuis novembre 1990 la CIPR recommande une limite annuelle de dose pour les travailleurs ne dépassant pas 20 mSv/an (publication CIPR 60, 1991). Toutes les LAI sont désormais basées sur le risque stochastique (cancers mortels et effets génétiques) et les valeurs de ces limites d’incorporation annuelles par ingestion et inhalation ont été publiées pour les travailleurs dans la CIPR 61. Bien que la limite de dose annuelle ait été diminuée de 50 à 20 mSv, certaines LAI ont été augmentées par rapport aux valeurs précédentes.

     Les valeurs des LAI du public n’ont pas encore été publiées. En toute logique elles devraient être 20 fois plus faibles que celles recommandées pour les travailleurs puisque pour le public la dose limite annuelle est de 1 mSv.

     Les limites d’incorporation annuelles (LIA ou LAI) définissent ainsi les quantités qu’il ne faut pas dépasser par ingestion et inhalation, pour chaque radioélément afin d’assurer un certain niveau de protection radiologique soit pour les travailleurs soit pour les individus de la population. Ces limites sont calculées par les instances «responsables» à partir de la radiotoxicité des éléments. Le détriment sanitaire considéré par ces «responsables» comme «acceptable» pour quantifier ces LAI dépend, pour une large part, de considérations économiques qui sont en contradiction avec la protection sanitaire des individus. Les LAI ne fournissent donc pas une échelle valable si l’on veut établir une échelle absolue de radiotoxicité (détriment sanitaire par incorporation d’une certaine quantité de radioélément) mais ces LAI peuvent fournir une échelle relative de radiotoxicité (du moins celle acceptée par les responsables officiels).

     Autrement dit, si un individu ingère ou inhale une quantité de radioélément inférieure à la LAI il sera soumis à un risque sanitaire que les experts officiels considèrent comme «acceptable» (sans avoir demandé son avis à cet individu). Si deux radioéléments ont des LAI voisines cela veut dire que les experts officiels considèrent ces radioéléments comme ayant des radiotoxicités voisines. Plus la radiotoxicité est grande, plus la LAI correspondante est petite. Les LAI définies par les textes règlernentaires fournissent donc l’échelle «officielle» de radiotoxicité des éléments.


suite:
     Pour comparer le thorium, l’uranium et le plutonium on dispose de deux échelles:

     – celle donnée dans l’annexe IV du décret n° 66-450 du 20 juin 1966 «relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants», modifié par le décret n° 88-521 du 18 avril 1988 (JO du 6 mai 1988). Les limites définies par ce décret sont conformes à celles indiquées dans la directive européenne du 3 septembre 1984. (Quelques différences: la directive européenne ne donne pas les limites d’incorporation annuelles par ingestion pour les travailleurs. D’autre part elle donne les LAI pour l’uranium et le thorium naturels ce que ne fait pas la réglementation française. La notation caractérisant les différents composés chimiques est différente).

     – celle donnée dans la publication 61 de la Commission Internationale de Protection Radiologique (1990) qui servira de base aux futures directives européennes.

     Les deux textes cités ici définissent les LAI pour l’exposition professionnelle.

I. Limites d’incorporation annuelle (LAI) pour les travailleurs dans la réglementation française actuelle (décret du 18 avril 1988)


LAI (Bq/an)
ingestion
LAI (Bq/an)
inhalation
abc
Th 23230.00040100
Th 228200.000400600
Thorium
naturel
non mentionné dans le tableau
abcde
U 235500.0007.000.00050.00030.0002.000
U 238500.0008.000.00050.00030.0002.000
U 234400.0007.000.00050.00030.0001.000
U naturelnon mentionné dans le tableau
abcd
Pu 23920.0002.000.000200500

Définition des lettres (a), (b), (c), (d), (e)

Thorium:
(a) tous les composés du thorium
(b) tous les composés sauf ceux indiqués en (c)
(c) oxydes et hydroxydes

Uranium:
(a) composés inorganiques de l’uranium soluble dans l’eau (uranium hexavalent)
(b) composés relativement insolubles (UF4, UO2, U3O8)
(c) UF6, UO2F2, UO2, UO2 (N03)2
(d) UO3, UF4, UCl4
(e) UO3, U3O8

Plutonium:
(a) tous les composés courants du plutonium autres que ceux indiqués à la note (b)
(b) oxydes et hydroxydes de plutonium
(c) tous les composés courants du plutonium sauf PuO2
(d) PuO2

p.18

(suite)



On peut simplifier la lecture de ce tableau en retenant, pour établir l’échelle de radiotoxicité, les LAI par inhalation des oxydes:

 LAI
(Bq/an)
Normalisation par rapport à Pu
LAI(Pu)/LAI(Th ou U)
Thorium 2321005
Thorium 2286000,8
Uranium 2352.0000,25
Uranium 2382.0000,25
Uranium 2341.0000,5
Plutonium 2395001

     Le rapport de la LAI du plutonium à la LAI du radioélément donne la radiotoxicité de l’élément rapportée à celle du plutonium. Ainsi le thorium 232 est 5 fois plus radiotoxique que le plutonium 239, l’uranium 235 et l’uranium 238 sont 4 fois moins et l’uranium 234, 2 fois moins radiotoxique que le plutonium 239.

     Nota: les LAI du thorium naturel et de l’uranium naturel ne sont pas données dans le décret français. En se référant à la directive européenne de 1984 on en déduit que la radiotoxicité du thorium naturel est voisine de celle du thorium 232 et que celle de l’uranium naturel est voisine de celle de l’uranium 238.

II. Limites d’incorporation annuelle recommandées en 1990 par la Commission Internationale de Protection Radiologique (publication CIPR 61)

Remarques préliminaires
     1 – Ce sont finalement ces limites qui seront adoptées dans la règlementation européenne car celle-ci se fonde sur les recommandations de la CIPR avec, il est vrai, beaucoup de retard.

     2- La CIPR ayant abaissé la limite annuelle de dose pour les travailleurs de 50 mSv (5 rem) à 20 mSv (2 rem), on aurait pu s’attendre à voir les LAI réduites d’un facteur 2,5. La CIPR a réexaminé ses concepts et ses modèles mathématiques qui permettent de passer des limites de dose aux LAI. Certaines LAI sont divisées par des facteurs supérieurs à 2,5, d’autres par des facteurs inférieurs à 2,5 mais certaines LAI sont même augmentées. On arrive ainsi à une situation assez paradoxale: la CIPR diminue les limites de dose et en profite pour augmenter les limites d’incorporation de certains radionucléides.


suite:
     Pour les travailleurs les LAI par inhalation recommandées dans la récente publication CIPR 61 sont les suivantes:

  LAI par inhalation
(Bq/an)
 Thorium 232W 90[40]
Y90[100]
 Thorium 228W 500[400]
 “Y 200[600]
 Thorium naturel  non défini
 Uranium 235D 80.000[50.000]
 “W 10.000[30.000]
 “Y 600[2.000]
 Uranium 238D 90.000[50.000]
 “W 10.000[30.000]
 “Y 600[2.000]
 Uranium 234D 80.000[50.000]
 “W 10.000[30.000]
 “Y 600[1.000]
 Uranium naturel  non défini
 Plutonium 239W 300[200]
 “Y 300[500]

    
Nous avons indiqué en italique et entre crochets les LAI correspondant aux valeurs du décret français du 18avril1988.

Signification des lettres D, W, Y:
     Pour décrire l’élimination par le poumon des poussières radioactives (avant passage dans le sang ou le tractus gastro-intestinal) on caractérise les aérosols radioactifs par leur période de rétention dans le poumon:

     D: moins de 10 jours
     W: de 10 à 100 jours
     Y: supérieure à 100 jours
     Ces périodes dépendent de la nature chimique du composé inhalé.

p.19

(suite)



Nous indiquerons la correspondance des dénominations D, W, Y, avec les notations (b), (c), (d), (e), du décret français qui figurent dans le tableau du paragraphe I pour les LAI par inhalation.

ThoriumYoxydes et hydroxydes(c)
Wautres composés(b)
UraniumDUF6, UO2F2, UO2 (N03)2(c)
Wcomposés moins solubles, comme UO3, UF4, UCl4(d)
Ycomposés très insolubles
(UO2, U3O8)
(e)
PlutoniumYoxyde de plutonium (PuO2)(d)
Wtous les autres composés(c)

     D’après le tableau on voit que les LAI des composés D de l’uranium ont été augmentées, malgré la réduction des limites de dose. Il en est de même pour les composés W du thorium et du plutonium. Sous ces formes, tous ces radioéléments se fixent préférentiellement sur les surfaces osseuses ce qui les rend particulièrement dangereux.
     En retenant les LAI par inhalation des radioéléments sous la forme d’oxydes afin de déterminer l’échelle de radiotoxicité nouvellement adoptée par la CIPR on obtient le tableau suivant:

 LAI
(Bq/an)
Normalisation par rapport à Pu
LAI(Pu)/LAI(Th ou U)
Thorium 232903
Thorium 2282001,5
Uranium 2356000,5
Uranium 2386000,5
Uranium 2346000,5
Plutonium 2393001


suite:
     L’échelle ainsi obtenue est assez voisine de celle adoptée antérieurement par la CIPR et qui a servi de base à la règlementation européenne de 1984 et au décret français de 1988. Notons que la radiotoxicité de l’uranium 238 s’est rapprochée de celle du plutonium 239.

Conclusion
     1 – L’échelle de radiotoxicité établie à partir des limites d’incorporation annuelle aboutit aux conclusions suivantes:

     a) le thorium 232 et le thorium naturel sont les radioéléments les plus radiotoxiques. (Seul le césium 132 est plus radiotoxique d’un facteur 10 environ, mais comme cet isotope a une durée de vie de 6, 5 jours il n’est présent que dans les déchets très «frais». Bien sûr cet élément peut être important pour les habitants au voisinage d’un réacteur en détresse).

     b) l’uranium 238, l’uranium naturel, l’uranium appauvri ont une radiotoxicité voisine de celle du plutonium. Ces éléments ne sont que 2 fois moins toxiques que le plutonium.

     2 – La directive européenne de 1984 et la règlementation française de 1988 introduisent une classification des radioéléments en 4 groupes suivant leur radiotoxicité supposée:

     groupe 1: très forte radiotoxicité. Dans ce groupe figurent Pu 239, U 234, Th 228 – groupe 2: forte radiotoxicité. Dans ce groupe figurent Th 232, Th naturel – groupe 3: radiotoxicité modérée – groupe 4: faible radiotoxicité. Dans ce groupe figurent U235, U238, U naturel et U appauvri

     3 – Cette classification est incohérente en ce qui conceme l’uranium puisque sa radiotoxicite déduite des LAI par inhalation le place très près du plutonium. L’incohérence est encore plus flagrante si on considère l’uranium 234. Cet isotope est classé dans le groupe 1 à très forte radiotoxicite. Or les autres isotopes 238 et 235 de l’uranium qui ont des LAI identiques à l’isotope 234, donc qui ont des toxicités identiques, sont classés dans le groupe 4 à faible radiotoxicité.

     Nota: les radioéléments du groupe 4 ont des radiotoxicités déduites des LAI dont les valeurs sont 100 à 1.000 fois (voire davantage) plus faibles que celles du plutonium.

     4 – Le thorium 228 est classé dans le groupe 1 ce qui est conforme à sa radiotoxicité.

     5 – Le thorium 232 est classé dans le groupe 2 ce qui est incohérent car il est plus radiotoxique que l’isotope 228 du thorium qui, lui, a été classé dans le groupe 1. L’incohérence existe aussi pour le thorium naturel.

     6- La réglementation française a retenu la classification des 4 groupes de radiotoxicité pour définir les procédures administratives relatives aux installations qui manipulent ou stockent les radioéléments. C’est ainsi que cette incohérence dans la définition des radiotoxicités permet aux exploitants concemés par l’uranium d’échapper pratiquement à toute contrainte sérieuse.

(mai 1993)
p.20a

(suite)


Association pour la Défense de l’Environnement
(ADEPA)


Montaigut
87500 St-Yrieixà M.A.C. Lacoste,
Directeur de la Sûreté des Installations Nucléaires     Monsieur le Directeur,

     Comme vous le savez, l’usine Simo de traitement de l’uranium de Bessines sur Gartempe a fermé le 31/7/93. Néanmoins, du fait de la présence de quantités importantes de matières radioactives sur ce site, dont le montant exact n’est pas connu avec objectivité puisque les chiffres ne sont que ceux de l’exploitant, il nous paraît indispensable que la D.S.I.N. intervienne pour exercer son contrôle. C’est pourquoi nous vous prions de bien vouloir répondre aux points suivants, en vertu du droit de tous les citoyens d’obtenir des informations sur les déchets.

     1 – Quelle est la destination exacte des machines, bâtiments, installations contaminés? Sur quelle base juridique sont-ils évacués?

     2 – Quel contrôle de radioactivité a été effectué sur les matériels et installations? Par qui? Où les résultats sont-ils communicables?


 3 – Les déchets provenant de cette installation, de quelque nature qu’ils soient, vont-ils être ou non stockés sur place et faire alors l’objet d’une demande d’autorisation spéciale? Pouvez-vous faire interdire que les matériaux du démantèlement ne soient stockés avec les boues de traitement à Bellezane?

     4-Est-il prévu une aliénation du terrain?

     5- Envisagez-vous d’organiser un audit sur la situation du site avant le départ de l’exploitant par un organisme indépendant?

     6-La DRIRE du Limousin est sous équipée et sous encadrée pour s’occuper de cet important dossier. Elle ne comprend que deux agents et subit une très forte pression de Cogéma qui s’apprête simplement à tout recouvrir dans les plus brefs délais en prétextant qu’il faut occuper ses quarante terrassiers. La Commission Locale d’Information n’ayant pas été réunie depuis le 8/2/93 et la Commission Restreinte n’ayant obtenu ni dossier ni information précise, ni garantie, lors de sa demière réunion du 2/9/93 nous vous prions de bien vouloir accorder un rendez-vous aux représentants des associations locales qui suivent cette affaire.

     Dans l’attente de votre réponse, je vous prie d’agréer, Monsieur le Directeur, l’assurance de mes respectueuses salutations,

Le président
Michel Prieur
p.20b


Lettre ouverte

Liniez le 25.11.93

Christian Germinet
Les Bergeries
36150 Liniez 

Monsieur Christian Bataille
Mission de médiation sur
l’implantation des laboratoires
de recherche souterrains
Tour Mirabeau
39-43 Quai André Citroën
75739 Paris Cedex 15   

Monsieur le Médiateur,

     J’ai appris par la Nouvelle République que l’Indre s’était proposée pour accueillir les déchets nucléaires. Beaucoup de gens sont dans le même cas, car cela s’est fait sans concertation ni même information. C’est la négation de la démocratie.

     Il s’agit de l’initiative intempestive d’une toute petite minorité d’élus qui, en l’affaire, ne représentent qu’eux mêmes. Ils ont cru se mettre en valeur en mordant, sans réflexion, au grossier appât de quelques subsides.

     De tels projets sont toujours présentés comme soigneusement étudiés et totalement inoffensifs, sinon auraient-ils la moindre chance d’aboutir?

     Celui-ci est, en réalité, particulièrement dangereux et doit être fermement rejeté pour au moins dix bonnes raisons:

     1. Experts. Les experts nucléaires officiels, au service des gouvernements successifs, se sont souvent trompés – couvercles fissurés des centrales, fiasco de Superphénix etc. -quand ils ne nous ont pas trompés – contamination de l’environnement des décharges, retombées de Tchernobyl etc. – Il n’est pas raisonnable de leur faire une confiance aveugle.

     2. Dépendance. Les opérateurs nucléaires, 1’EDF, le CEA, l’Armée, sont en même temps leurs propres contrôleurs, sans aucun contre-pouvoir indépendant de vérification qui conduirait à l’objectivité souhaitable. Ainsi, par exemple, le Président de la Cogema filiale du CEA, n’a-t-il pas été nommé, le 15 février dernier, Vice-Président du Conseil général des Mines, devenant ainsi son propre contrôleur?

     3. Laboratoires. Les laboratoires souterrains seront concédés à des titulaires dont la loi du 30-12-91, article 8, dit seulement qu’ils devront: “posséder les capacités techniques et financières pour mener à bien de telles opérations.” Mais quels titulaires et quelles opérations?? Du fait qu’il n’existe pas de cahier des charges, personne ne peut prévoir ce qui se passera au fond des trous creusés et de leurs galeries horizontales qui pourront s’étendre très loin. C’est une carte blanche inacceptable.

     4. Enfouissement. L’idée de ces laboratoires masque habilement celle des stockages souterrains des déchets qui avaient suscité de vives protestations, mais qui suivront automatiquement car les trous ne seront pas rebouchés!


suite:
D’ailleurs ils figurent dans la même loi du 30-12-91 qui, contrairement à toute élémentaire prudence, n’interdit pas l’enfouissement irréversible des déchets, dont les conditions, précise l’article 2, “seront définies dans une loi ultérieure.”

5. Déchets. La nature des déchets nucléaires actuels civils reste secrète, et celle des déchets militaires encore plus. On ne peut donc pas connaître leur importance et ce qu’ils contiennent en plus de l’uranium et du plutonium: curium, américium, neptunium? Et l’ignorance est évidemment totale pour ce qui sera produit dans l’avenir et prendra naturellement le même chemin!!!

6. Vieillissement. Du fait qu’aucune expérience ne permet de simuler le temps, surtout quand il s’agit de siècles, le comportement des déchets nucléaires au vieillissement est inconnu et imprévisible, notamment en ce qui concerne les effets de la radioactivité et de la chaleur confinées dans les profondeurs. Car rien ne prouve que les enveloppes utilisées seront suffisantes pour une durée de vie estimée à au moins 500.000 ans.

7. Séismes. Les séismes éventuels restent toujours du domaine du possible, surtout pendant une période aussi longue. Les archives montrent d’ailleurs qu’il y en a déjà eu dans la région. Cela entraînerait alors des conséquences désastreuses avec les mortelles remontées des fûts enterrés.

8. Eaux. Aux profondeurs envisagées existent la nappe phréatique. Ses mouvements n’ont jamais pu être étudiés sérieusement, à fortiori sur de longues échéances. Elle ne doit, en aucun cas, courir l’énorme risque d’être polluée par la radioactivité. A titre indicatif, la commune de Brion, pour rechercher de l’eau sans nitrates, a entrepris un forage qui est, pour le moment arrivé à moins 487 mètres.

9. Transport. Ces déchets danrereux devraient être transportés par route ou par fer. Ils constituraient alors un grave péril pour les usagers et les riverains voyant défiler de mortelles cargaisons. En outre, les pompiers devraient constituer des cellules d’intervention dont on peut légitimement douter qu’elles auraient les moyens de lutter efficacement contre une catastrophe éventuelle.

10. Attendre. Il n’y a aucune urgence à prendre aujourd’hui une décision aussi grave pour l’avenir de tant et tant de générations. Le problème est trop grand pour que l’on se précipite sur une solution qui présente autant d’inconvénients. En l’état actuel des connaissances, il apparaît raisonnable de continuer à stocker les déchets nucléaires sur leurs sites de production et d’attendre de trouver mieux.

     J’ai interrogé beaucoup de personnes à ce sujet. Je n’en ai pas rencontré une seule qui ne refuse pour elle et sa descendance de vivre avec, sous ses pieds, la terrible menace.

     Aussi les hahitants de l’Indre sont-ils en train de s’organiser massivement dans une large coordination apolitique pour refuser catégoriquement l’intrus nucléaire.

     Si vous devez absolument procéder à un enterrement pour accomplir votre mission, je vous suggère que ce soit celui de la candidature de l’Indre.

     Je vous prie d’agréer, Monsieur le Médiateur, l’expression de mes sentiments distingués.

p.21

(suite)


Projet de rapport du groupe de travail
sur “La réglementation des déchets de très faible activité”
C.S.S.I.N. – octobre 1993


Introduction
     Comme suite au rapport Desgraupes, le Conseil Supérieur de la Sûreté et de l’Information Nucléaire, dans sa séance du 15 Octobre 1991, a chargé un groupe de travail de lui faire un rapport sur les actions à entreprendre et les obstacles rencontrés dans la définition d’une réglementation des déchets de très faible activité. Cette mission a été confirmée par une lettre du Ministre de l’Industrie qui en élargit le champ. On trouve en annexes: les deux lettres de mission et la composition du groupe de travail.

     La réglementation actuelle aboutit en effet à quelques situations anormales pour les produits très faiblement radioactifs. De plus, le manque de réglementation claire pour les déchets devant être banalisés ou aller, soit dans les installations classées pour la protection de l’environnement (ICPE), soit dans les centres de stockage de déchets radioactifs (INB), risque de conduire à un engorgement de ces derniers par des produits très peu radioactifs, sans intérêt réel pour l’amélioration de la protection du public.

     Il importe aussi que la réglementation incite économiquement les exploitants à trier et recycler au maximum leurs résidus radioactifs, ce qui nécessite une règle du jeu claire.

     Il nous a semblé enfin que notre mission ne devait pas s’étendre au problème des effluents de très faible radioactivité qui sont traités par une législation particulière.

     Après avoir rappelé la réglementation française sur les déchets, les raisons sanitaires des limites actuelles et l’expérience tirée des réglementations étrangères, nous ferons le point des principaux obstacles à une nouvelle réglementation et des propositions d’actions.

I. Aspects réglementaires français de la gestion des déchets radioactifs

1. Dispositions législatives relatives à l’élimination des déchets

     De manière générale, les dispositions de la loi n° 75-633 du 15/07/75[1], relative à l’élimination des déchets et à la récupération des matériaux, s’appliquent aux déchets radioactifs.

     Cette loi prévoit notamment que “tout producteur de déchets est tenu d’en assurer l’élimination“.

     Cette élimination doit faire l’objet de déclaration à l’Administration. La loi du 15/07/75 modifiée en pose le principe:

     “Les entreprises qui produisent, importent, exportent, éliminent, ou qui transportent, se livrent à des opérations de courtage ou de négoce des déchets appartenant aux catégories définies par décret, sont tenues de fournir à l’Administration toutes informations concernant l’origine, la nature, les caractéristiques, les quantités, la destination et les modalités d’élimination des déchets qu’elles produisent, remettent à un tiers ou prennent en charge“. (article 8 modifié)
     En outre, la loi fixe, pour certaines catégories de déchets visées dans cet article 8, les conditions d’exercice de l’activité d’élimination.

     Dans ce cas précis, les déchets ne peuvent être traités que dans des installations pour lesquelles l’exploitant est titulaire d’un agrément de l’Administration (article 9).
     La loi du 15/07/75 modifiée, prévoit l’hypothèse où un détenteur de déchets n’obtient pas l’autorisation de les éliminer dans une installation agréée. Dans ce cas, le Ministre de l’Environnement peut imposer cette élimination à un exploitant (art. 3 1.A).


uite:
     Le non-respect des obligations prévues par la loi de juillet 1975 (notamment celles relatives aux articles 8 et 9), sera puni d’un emprisonnement de deux mois à deux ans et d’une amende de 2.000 à 500.000 francs ou de l’une ou l’autre de ces deux peines (article 24 modifié).

2. Les dispositions particulières qui s’appliquent aux déchets radioactifs

     Le décret du 19/08/77, relatif aux informations à fournir au sujet des déchets générateurs de nuisances, a décrit les différentes catégories de déchets qui sont visées par l’article 8 de la loi de juillet 1975. Parmi celles-ci figurent les déchets contenant des substances radioactives (article 3).

     Cependant, si des décrets ont défini la procédure d’agrément prévue par la loi (art 9) pour des catégories de déchets explicitement visées par le décret du 19/08/77:
     – les huiles usagées (décret du 21/11/79),
     – les biphéniles chlorés – PCB – (décret du 02/02/87),
     il n’existe pas encore de décret pris pour les déchets contenant des substances radioactives, créant ainsi pour tout détenteur, l’obligation de remise de ces déchets à une installation agréée.

     Les deux derniers arrêtés du 18/12/92 relatifs aux installations nouvelles et anciennes dédiées au stockage de certains déchets industriels spéciaux ultimes[2] et stabilisés ont précisé la liste des déchets admissibles ainsi que les modalités d’acceptation préalable et de contrôle des déchets.

     Pour ces deux arrêtés, les déchets radioactifs provenant du démantèlement des installations nucléaires de base figurent sur la liste des “déchets interdits”. Ces textes prévoient d’ailleurs “qu’un portique est installé à l’entrée de toutes installation de stockage collective afin de contrôler la radioactivité des déchets“.

     Cependant, une circulaire du 16 mars 1993 (JO du 30 mars 1993) relative aux conditions d’application de ces deux arrêté s précise que:

     “le terme radioactifs s’entend au sens du décret n° 66-450 du 20 juin 1966 modifié, relatif aux principes généraux de radioprotection, visé par les arrêtés“.

     Cette précision nous renvoie à l’interprétation du champ d’application du décret relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants, que nous examinerons plus loin.

3. La réglementation spécifique
     Pour procéder à la gestion et à l’élimination des déchets radioactifs, il est nécessaire préalablement de les caractériser.

     Cette caractérisation porte sur plusieurs paramètres dont certains sont définis dans:

     · des décrets prévus pour la protection du public et des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants et pour les rejets d’effluents radioactifs gazeux et liquides des Installations Nucléaires de Base (décrets des 6 novembre et 31 décembre 1974)

     · des arrêtés (arrêtés du 10/08/76 relatifs aux rejets d’effluents radioactifs – gazeux et liquides – provenant des installations nucléaires, arrêtés nouveaux définissant au cas par cas les autorisations de rejet d’une INB, arrêté du 30/10/81 relatif aux conditions d’emploi des radioéléments artificiels utilisés en sources non scellées à des fins médicales),

p.22


  • · des textes sans valeur juridique formelle, tels que:  
       – Les Règles Fondamentales de sûreté: RFS I 2 a, par exemple, applicable aux sites de stockage définitif en surface;

       – Les “Spécifications de Conditionnement” de l’ANDRA;    – Les “Conditions Particulières d’Autorisation” – CPA -données par la CIREA;

       – L’Avis du 06/06/70 du Ministère de la Santé.
  • Cette caractérisation peut être définie principalement par:
  • les radionucléides présents, leurs périodes radioactives et leurs groupes de radiotoxicité;
  •  les formes physico-chimiques des déchets;
  •      · l’activité massique ou surfacique moyenne de chaque radionucléide;
  •      · les activités totales.

        La décroissance de l’activité des substances radioactives en fonction de leurs périodes permet, en combinant des procédures d’entreposage et d’élimination, une certaine souplesse de gestion.

       Ceci nécessite cependant de réglementer la phase d’entreposage, elle-même précédée par les opérations de tri et de conditionnement des déchets.

       L’expérience montre que si le tri rigoureux des déchets est envisageable en milieu industriel, il est plus difficile à faire respecter par les petits producteurs de déchets (laboratoire ou groupement de laboratoires). Il est donc nécessaire de rendre le système plus adapté à leur problème (broyage des déchets mixtes par exemple).

       * Le décret du 20/06/66 (modifié par le décret du 18/04/88) et le décret du 02/10/86 foumissent, avec des formulations différentes, les mêmes limites d’activités massiques à considérer pour l’application des dispositions visant à assurer la protection du public et des travailleurs contre les rayonnements ionisants

    le décret du 20/06/66 modifié, précise que ses dispositions “s’appliquent à toute activité impliquant une exposition à des rayonnements ionisants, et notamment… au stockage,… et à l’élimination des substances radioactives naturelles ou aruficielles.” Cette rédaction a éte reprise de l’article 2 de la Directive Euratom du 2 février 1959.

    le décret du 02/10/86 prévoit en son article 57 que “les déchets ou résidus radioactifs doivent être recueillis dans des récipients spéciaux étiquetés dans l’attente de leur traitement aux fins d’élimination” et qu’un arrêté, pris après avis de la CIREA, précisera “dans quelles conditions et selon quels critères de tri des matières radioactives, les déchets ou résidus doivent être recueillis“.

      Il est clair que parmi les “critères de tri” on est conduit à prendre en compte notamment les activités massiques ou surfaciques qui sont des indicateurs nécessaires pour conduire l’élimination ultime des déchets radioactifs.

    A ce jour, cet arrêté n’a pas encore été publié. Cependant, en novembre 1989, le Ministère du Travail avait présenté un premier projet à la Commission Spécialisée du Conseil Supérieur de la Prévention des Risques Professionnels – CSPRP – et une seconde version, en décembre 1991.

      * le décret du 28/04/75 (modifié par le décret du 08/05/88) relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants dans les installations nucléaires de base – INB – prévoit, à l’instar du décret du 02/10/86 que:

        – “les déchets radioactifs doivent être recueillis séparément et dûment identifiés, puis faire l’objet d’un conditionnement et d’un traitement adapté à leur niveau de nuisance potentielle” (article 30),

      – “Des dispositions fixées par arrêté… sont applicables au stockage provisoire… des déchets radioactifs” (article 38).

    Cependant, l’arrêté du 11 octobre 1977, pris en application de ce dernier article, renvoie au Chef d’Etablissernent le soin de “prendre toutes dispositions utiles pour grouper les déchets enfonction de leur nature et de leur activité et en tenir un état à la disposition du SCPRI“.

    Toutefois, aucune “valeur guide” en matière d’activité massique ou surfacique n’est proposée au Chef d’Etablissement pour conduire le tri de ses déchets.


suite:
     Notons cependant que la phase d’élimination des déchets ne doit pas constituer à elle seule la politique de gestion des déchets radioactifs. C’est au niveau de la conception des installations nucléaires, puis des procédures d’exploitation que la réduction des déchets doit être conduite. Les “prescriptions techniques” de l’Autorité de Sûreté peuvent, à cet effet, préciser à l’exploitant certaines dispositions à respecter pour réduire le volume, l’activité et la nocivité des déchets solides et des effluents liquides.

     * l’arrêté du 30/10/81 ne concerne que l’emploi de sources non scellées dans le domaine médical. C’est le seul texte juridique qui évoque, hors du cas des Installations Nucléaires:

     – l’évacuation des effluents gazeux et liquides,
     – des dispositions concrètes relatives à l’entreposage des déchets radioactifs en attente d’enlèvement.

     Les dispositions relatives aux rejets de mélanges de radionucléides non identifiés sont sévères:

     – 4 Bq/m3 au maximum pour les gaz,
     -7 Bq/l au maximum pour les liquides.
     En outre, des modalités très strictes (double cuve, canalisations spécifiques, rejet direct à un émissaire à débit minimal de 5 m3/s) sont imposées pour la gestion et l’élimination des effluents liquides radioactifs.

     * l’avis du 06/06/70 propose des recommandations détaillées pour l’évacuation de déchets solides non putrescibles, putrescibles, des déchets liquides et des déchets gazeux.

     Des autorisations de rejets journaliers de déchets solides ou d’effluents liquides radioactifs sont proposées. Elles se fondent sur les limites d’activité totale en-dessous desquelles les dispositions du décret du 15/03/67 (abrogé et remplacé par le décret du 02/10/86) ne s’appliquent pas. Compte tenu du fait que ces recommandations ne concernent en pratique que des éliminations journalières limitées à quelques fractions de kilogramme ou à quelques kilogrammes de déchets, elles ne peuvent être utiles qu’à de petits laboratoires.

     * Un avis du Conseil d’Etat du 11/12/1991 confirme l’interprétation de l’administration suivant laquelle le stockage des substances radioactives dont l’activité massique est inférieure aux seuils fixés par le décret du 20 juin 1966 n’entre pas dans le champ d’application des rubriques 385 du décret du 21 septembre 1977, et le calcul de l’activité totale peut être basé sur l’activité de deux éléments dits “tête de série” pour l’uranium et le thorium naturels, bien que les conditions de départ du Radon 222 par exemple changent les concentrations des radionucléides en filiation et que toute étude d’impact doive en tenir compte.

     * Enfin, la loi du 30/12/91 charge l’ANDRA de recenser la totalité des stockages de produits radioactifs et lui permet d’en effectuer, ou faire effectuer, la gestion.

4. Conclusions
     · Les textes juridiqucs disponibles aujourd’hui ne répondent ni à la diversité ni aux volumes de déchets radioactifs, de faible activité massique ou surfacique, produits actuellement.

     · Il serait utile de produire notamment un décret relatif aux déchets faiblement radioactifs, lequel porterait sur la procédure d’agrément d’installations de traitement de déchets prévue par l’article 9 de la loi du 15/07/75.

     · D’autres textes, à l’instar de l’arrêté relatif à l’article 57 du décret du 02/10/86 pourront s’intéresser plus particulièrement aux déchets des Installations Nucléaires. Dans cet esprit, il serait utile de préparer rapidement une révision de l’arrêté du 11 octobre 1977 qui s’attache à l’article 38 du décret du 28 Avril 1975 modifié.

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II. Raisons sanitaires des limites actuelles de radioactivité pour la déclaration des déchets radioactifs

     Historiquement, les deux seuils de 100 et 500Bq par gramme qui figurent dans la réglementation française ont été fixés au début des années 1960. Ce sont des valeurs arrondies de 2 et 10 nanocuries par gramme, unités employées à l’époque. Elles ont été choisies à partir des niveaux de la radioactivité naturelle.

     Deux nanocuries correspondaient à la concentration en “activité” de roches ayant une teneur en uranium ou thorium trop faible pour être considérées comme des minerais radioactifs. Cette teneur pouvait cependant être atteinte ou même dépassée dans certains échantillons de granite. Ces deux nanocuries mesuraient la radioactivité totale de la chaîne de l’uranium à l’équilibre pour une teneur en uranium naturel de 400 ppm.

     Dix nanocuries, ou 2.000 ppm, était la teneur la plus basse des minerais considérés comme exploitables à l’époque.

     Ce système à deux limites définissait:
     – un seuil de 100 Bq par gramme, valable pour tous les émetteurs alpha, beta ou gamma naturels ou artificiels, au dessous duquel la réglementation ne s’appliquait pas;

     – un seuil de 500 Bq par gramme, valable pour le minerai, au-dessus duquel la réglementation s’appliquait de fait à toutes les installations minières: les granites avec leurs nombreux usages, échappaient ainsi à la contrainte réglementaire radiologique.

     On utilise aujourd’hui pour définir de tels seuils une méthode différente combinant l’emploi de scénarios et l’utilisation d’une valeur de risque par unité de dose, obtenue à partir de données fournies par des populations humaines exposées à des doses relativement élevées, mais délivrées en des temps très brefs. La validité de la méthode d’extrapolation utilisée ne fait pas l’unanimité des scientifiques.

     On trouve en annexe une présentation sur la politique sanitaire en matière de déchets radioactifs.III. Les réglementations étrangères
     Dans toutes les réglementations sur la protection contre les rayonnements ionisants figurent des limites de radioactivité exprimées en activité massique (100 Bq/g)[3] et en activités totales (5.000 Bq pour le groupe I des radionucléides les plus radiotoxiques et des valeurs 10 à 1.000 fois plus élevées pour les autres groupes de radiotoxicité). Selon les pays, ces limites représentent les valeurs en-dessous desquelles un régime de déclaration peut ne pas être appliqué ou en-dessous desquelles la réglementation en question ne s’applique pas.

     Dans ces mêmes réglementations figurent des cas “d’exemption”, c’est-à-dire des sources ou des matériaux auxquels la réglementation ne s’applique pas. En réalité, ce ne sont pas les matériaux eux-mêmes qui sont exemptés mais des actions portant sur ces matériaux. C’est ainsi que peuvent être exemptées de la réglementation l’utilisation et la mise en décharge de certaines sources radioactives (comme les détecteurs de fumée) mais pas leur fabrication ou leur entreposage.

     Les réglementations qui prennent en compte spécifiquement les matériaux de très faible radioactivité sont très peu nombreuses; elles le font souvent dans le cadre des “exemptions”.

     En Grande-Bretagne, l’Acte sur les Substances Radioactives inclut depuis 1986 dans les matériaux non soumis à la réglementation, les substances radioactives solides non solubles dont l’activité massique est inférieure à 0,4 Bq/g (quel que soit le radionucléide). Cette disposition fait suite à une recommandation du National Radiological Protection Board proposant une dose de 50 mSv/an pour l’ensemble des pratiques exemptées et 5 mSv/an par pratique.


(suite)


suite:
     En Suède, les déchets radioactifs ne provenant pas du cycle du combustible peuvent être mis en décharge ou incinérés sous les trois conditions suivantes:

     – chaque paquet doit contenir moins de une Limite Annuelle d’Incorporation minimum (LAImin)[4];

     – par laboratoire et par mois l’activite rejetee doit être inférieure à 10 LAImin;
     – le débit de dose au contact du colis doit être inférieur à 5mGy/h.

     Pour les déchets nucléaires, c’est-à-dire en provenance du cycle du combustible, quelques “exemptions” sont données:

     – incinération d’huile contenant moins de 5 Bq/g en émetteur beta et 0,05 Bq/g en émetteur alpha;

     – mise en décharge de résine d’activité inférieure à 1 Bq/g;

     – utilisation comme engrais de boues de station d’épuration dont la teneur est inférieure à 20 Bq/kg (poids de matière sèche).

     En Allemagne, les niveaux d’activité qui figurent dans la Loi Atomique sont différents selon l’utilisation des matériaux (cette loi est en cours de modification):
     – matériaux utilisés dans ou sur le corps humain (cosmétique, médicaments, aliments…): 4.10-4 Bq/g;

     – matériaux utilisés dans l’environnement de l’homme: 0,4Bq/g;

     – déchets (ces valeurs ont élé introduites en 1976): les limites sont fonction de la classe de radiotoxicité et varient de 0,4Bq/g à 400Bq/g;

     – recyclage des aciers: les autorisations sont données au cas par cas. En 1987, la Commission de Protection a recommandé les valeurs suivantes:

     · élimination sans condition:
     0,1 Bq/g
     0,4 Bq/cm2 pour les émetteurs beta
     0,04 Bq/cm2 pour les émetteurs alpha
     · élimination par fusion:
     1 Bq/g
     mêmes limites d’activité surfacique
     Enfin, deux pays ont décidé d’adopter une réglementation basée sur des autorisations données au cas par cas, selon des règles précises: le Canada et les Etats-Unis.

     Au Canada, la Commission de Contrôle de l’Energie Atomique peut exempter de permis certaines matières radioactives solides. La délivrance d’une telle autorisation suppose que le demandeur fournisse les informations nécessaires sur la matière à évacuer, les conditions de l’évacuation, les procédures de contrôle. L’impact de cette évacuation doit être localisé (quasi-impossibilité qu’une population importante soit exposée) et limité à 50 mSv par an. De plus, il est interdit d’obtenir le niveau de dose requis par une dilution intentionnelle.

     Pour les experts canadiens, il ne semble pas possible de définir un niveau d’exemption universel car il devrait tenir compte de cas extrêmes et serait de ce fait si faible qu’il n’aurait pas d’utilité. Ils soulignent également le fait que cette réglementation n’est applicable que dans la mesure où les autres réglementations concernant les évacuations de déchets n’excluent pas les substances radioactives.

     Aux Etats-Unis, la NRC a publié un “policy statement” en juin 1990 sur les matériaux “Below Regulatory Concern”. Elle propose un système basé sur le cas par cas, dans un cadre général cohérent. Les critères d’exemption portent à la fois sur l’exposition individuelle et sur l’exposition collective. Les valeurs proposées sont de 100 mSv par an pour chaque pratique exemptée avec une valeur dix fois plus faible pour les pratiques susceptibles d’entraîner une grande dispersion de la radioactivité et de 10 homme.Sv par an pour la dose collective. La NRC peut fournir les codes de calcul permettant d’évaluer ces doses.


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en cours…

  
Mais en juin 1991 un moratoire suspendait l’application de cette réglementation, suite à de nombreuses oppositions en provenance du public, de producteurs de déchets, d’autres organisations (EPA, DOE), de groupes anti-nucléaires, de certains Etats, d’exploitants de décharges. Les motifs des oppositions sont variés, ils dépendent soit du principe lui-même soit des valeurs numériques qui figurent dans la réglementation.

     Le DOE (Department of Energy), responsable de la réhabilitation de nombreux sites, craint que l’application de ces limites le conduise à des coûts de restauration trop élevés, sans rapport avec le risque sanitaire correspondant. Il s’est, dans ce cas, fixé une dose limite de 1 mSv par an. L’EPA (Environmental Protection Agency) souhaiterait une limite de dose de 40 mSv par an. Un certain nombre d’Etats ont interdit la mise en décharge de ces déchets “BRC”.

     Au niveau des communautés européennes, les experts de l’article 31 du Traité Euratom ont créé un groupe de travail chargé de proposer des limites de radioactivité pour le recyclage de l’acier. Ce matériau est en effet produit en grande quantité au cours du démantèlement des installations nucléaires. De plus, les ferrailles, comme le matériel en acier, font l’objet de nombreux mouvements entre les différents pays de la communauté européenne. Ces travaux ont été publiés sous la forme de la recommandation 43.

Ils montrent que le recyclage de ferrailles ayant une activité massique inférieure à 1 Bq/g (valeur moyenne sur une tonne, aucune pièce ne dépassant 10 Bq/g) conduit à des doses individuelles inférieures à 10 mSv par an et à une dose collective inférieure à 1 homme.Sv. Ces aciers n’étant soumis à aucune condition particulière concernant leur radioactivité, ils doivent également pouvoir être transportés sans condition. Pour cette raison on suppose, en outre, que leur activité surfacique est inférieure aux limites de la réglementation des transports (0,4 Bq/cm2 pour les émetteurs beta et les émetteurs alpha de faible radiotoxicité, 0,04 Bq/cm2 pour les émetteurs alpha de forte radiotoxicité). Ces aciers peuvent donc être fondus dans des aciéries conventionnelles et réutilisés sans conditions particulières. Cette recommandation ne s’applique qu’au recyclage des aciers en provenance du démantèlement des réacteurs à eau sous pression, la limite ne concerne donc, en pratique, que le cobalt 60 et le césium 137.

     Un nouveau groupe de travail vient d’être créé chargé d’examiner s’il y a, lieu de modifier les valeurs proposées compte tenu des nombreux travaux réalisés depuis, qui ont permis de préciser certaines valeurs des paramètres utilises dans les calculs.

     Ce groupe doit également étendre le domaine de la recommandation à d’autres matériaux et aux aciers provenant d’autres installations que les réacteurs à eau sous pression.

     Une nouvelle directive européenne sur les normes de base relatives à la protection sanitaire de la population et des travailleurs contre les dangers résultant des rayonnements ionisants est en préparation pour tenir compte des nouvelles recommandations de la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR 60). Un article prévoit des domaines dans lesquels le régime de déclaration et d’autorisation préalable peut ne pas être appliqué.
     La directive de 1980 fixait, parmi ces domaines, les activités faisant intervenir:

     a) des substances radioactives lorsque les quantités concernées ne dépassent pas au total les valeurs figurant à l’annexe I (5.000 Bq pour les radionucléides les plus toxiques et des valeurs 10, 100 et 1.000 fois plus élevées pour les autres groupes de radiotoxicité);

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suite:
     b) des substances radioactives dont la concentration est inférieure à 100 Bq/g (0,0027 mCi/g); cette limite étant portée à 500 Bq/g (0,014 mCi/g) pour les substances radioactives naturelles solides.

     On trouve en annexe une mise au point sur les travaux internationaux dans ce domaine.IV. Identification de quelques obstacles à une réglementation générale sur les produits radioactifs

     L’expérience tant française qu’étrangère de ces vingt dernières années montre qu’en dehors des difficultés normales d’harmonisation des positions de ministères différents (ou de pays différents pour la CEE), il existe des obstacles objectifs et psychosociologiques à la définition d’un seuil général en dessous duquel un matériau ne serait plus considéré comme radioactif.
Obstacle objectif lié à l’omniprésence de la radioactivité naturelle dans la croûte terrestre à des niveaux parfois supérieurs à ceux que l’on veut réglementer, par exemple du granite à quelques dizaines de partie par million d’uranium naturel. A ces niveaux, il est toujours possible de trouver des scénarios conduisant pour certaines formes de radionucléides à dépasser les doses recommandées par la CIPR. L’exemption de déclaration pour les substances dont l’activité massique est inférieure à 100 Bq/g ou à 500 Bq/g pour les substances radioactives solides naturelles du décret du 20 juin 1966, est raisonnable et n’a pas conduit à des conséquences préjudiciables à la santé publique.

     Mais une approche rationnelle conduit à l’étude de scénarios variés suivant les différents radionucléides et suivant leurs formes physico-chimiques et donc à un grand nombre de valeurs spécifiques. Or la pratique de la radioprotection nécessite des règles simples, et il est souhaitable de n’utiliser que quelques grandes classes.

     Le rapport Desgraupes propose un seuil de 1 Bq/g pour les émetteurs alpha, ce qui est à peu près la moyenne radioactive naturelle de la croûte terrestre. Des groupes étrangers proposent un seuil encore plus bas qui n’aurait plus aucun intérêt, presque tous les matériaux naturels devant être alors considérés comme radioactifs.

     Les obstacles psychosociologiques sont également nombreux. La grande sensibilité des appareils de mesure rendra suspect au public un seuil en dessous duquel une substance sera considérée comme non radioactive alors qu’elle mettra en butée un appareil de contrôle. De même, il sera difficile de considérer un produit “radioactif” manipulé au laboratoire ou l’hôpital avec divers systèmes de protection comme un déchet évacuable sans restriction.

     D’une manière générale, à partir du moment où un seuil bas de radioactivité a eté fixé, le public admettra difficilement que pour une autre forme ou un autre type d’utilisation, une valeur plus élevée soit retenue.

     Enfin, dans un autre domaine, il nous est apparu que les obstacles psychosociologiques à l’acceptation par les décharges collectives de classe 1 de déchets très faiblement radioactifs seront très importants. Depuis dix ans, aucune nouvelle installation de décharge de classe 1 n’a pu être créée, ajouter le problème des déchets même faiblement “radioactifs” jouerait comme un drapeau rouge devant le taureau. Il est peu probable qu’un préfet accepte d’introduire cette catégorie de déchets dans l’arrêté créant une nouvelle décharge collective.

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V. Objectifs et recommandations
     Dans le but d’assurer la meilleure protection des travailleurs et de la population contre les rayonnements ionisants et bien que la réglementation actuelle se soit révélée efficace, il semble nécessaire de l’améliorer d’une manière pragmatique pour faire disparaître certaines incertitudes, donner de la souplesse au cas par cas pour les déchets de très faible activité, inciter les exploitants à gérer leurs déchets le plus en amont possible de leur production, à les réduire et à les recycler, renforcer enfin le contrôle national lorsque cela est nécessaire. Par comparaison avec une approche classique et souhaitable en écotoxicologie on peut définir trois secteurs distincts:

     a) au dessus de certains taux d’activité massique ou surfacique, un domaine réglementé très strict,

     b) en-dessous de valeurs très basses de taux d’activité, une possibilité d’élimination des déchets sans restriction particulière,

     c) un domaine intermédiaire, situé entre les deux niveaux précédents, pour lequel les autorisations sont à donner cas par cas par les autorités compétentes. Cependant, dans ce domaine intermédiaire, des familles de “cas types” peuvent être dégagées.

     Ainsi, malgré les obstacles identifiés au chapitre précédent un consensus s’est réalisé sur l’organisation générale des procédures d’élimination des déchets radioactifs, avec des valeurs inférieures en dessous desquelles la législation sur les produits radioactifs n’a pas à s’appliquer et des valeurs supérieures au-delà desquelles les réglementations particulières doivent obligatoirement prévoir, suivant la nature des produits, la destination des déchets. Entre valeurs inférieures et valeurs supérieures, seul le recyclage ou la réutilisation des matériaux ferait l’objet d’une autorisation au cas par cas après étude par un service compétent de l’administration, le dépôt dans une ICPE non spécialisée étant autorisé sur le plan réglementaire.

     Compte tenu des difficultés psychosociologiques sur ce point, et du fait que les autorisations sont données au cas par cas par les préfets, la création d’I.C.P.E particulières dans des lieux présentant les meilleures conditions d’acceptabilité nous semble souhaitable. Les Commissions Locales d’Information, dont c’est la vocation, et auxquelles nous sommes particulièrement attachés, pourraient jouer leur rôle auprès du public dans ce domaine.

     La différence des coûts de stockage entre les I.C.P.E et les I.N.B de type Soulaines conduira alors naturellement les producteurs à effectuer le tri ou le retraitement de leurs déchets.

     Pour la détermination des valeurs inférieures et supérieures le projet d’arrêté, pris en application de l’article 57 du décret du 2 octobre 1986, nous a semblé bien fondé sur le plan scientifique et devrait servir de base à ces valeurs, ce qui permettra d’avoir une réglementation homogène. Les valeurs inférieures sont déterminées radionucléide par radionucléide à partir de scénarios prenant en compte les différentes voies d’atteinte exposition externe, dépôt sur la peau, ingestion et inhalation, la valeur la plus basse étant adoptée. On trouve en annexe la méthodologie employée et les valeurs correspondant aux principaux radionucléides. Ceci conduit à des valeurs inférieures de 2 Bq/g pour l’uranium 238, 1 Bq/g pour le cobalt 60, 0,2 Bq/g pour le plutonium 239 (un regroupement de ces valeurs en grandes classes est également proposé en annexe). Le sérieux de ces valeurs nous permettra de les défendre sur le plan européen.

     Les valeurs supérieures seraient fixées à 50 fois les valeurs seuils. Au-delà de ces valeurs les déchets seraient soumis à réglementation qui conduirait, suivant les niveaux de radioactivité et la nature des produits:

     – soit à un dépot dans une I.N.B. de stockage profond,

     – soit à un dépot dans une I.N.B. de stockage de surface,

     – soit à une I.C.P.E particulière agréée,

     – soit à un transfert dans un centre de décontamination ou un incinérateur,

     – soit à un recyclage dans des conditions définies.

     Enfin, les dépôts de résidus miniers, et pas seulement ceux correspondant aux mines d’uranium ou de thorium, nous semblent devoir être surveillés. Les possibilités offertes par l’ANDRA par la loi du 30 déccmbre 1991 devraient être utilisées effectivement par les pouvoirs publics.


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suite:
Aussi, les recommandations de notre groupe sont:

     1/ La conservation du système législatif actuel, en complétant et clarifiant la réglementation d’application.

     2/ L’établissement d’un décret d’application de la loi du 15.07.1975 (article 9) relative à l’élimination des déchets et à la récupération des matériaux prévoyant pour les déchets et matériaux radioactifs des procédures d’agrément portant sur des installations destinées à recueillir, à traiter et à conditionner des produits afin d’en assurer l’élimination.

     3/ La fixation, tant pour les petits utilisateurs de radionucléides que pour les installations industrielles, de taux d’activités massiques et suifaciques, tels que:

     – Des valeurs inférieures en-dessous desquelles la réglementation sur les produits radioacuft ne s’applique pas valeurs définies dans l’annexe 5 (et regroupées en grandes classes telles que définies dans l’annexe 6).

     – Des valeurs égales à cinquante fois les valeurs inférieures au-delà desquelles les réglementations spécifiques s’appliquent.

     – Entre valeurs inférieures et valeurs supérieures, seules les demandes de recyclage ou de réutilisation doivent faire l’objet d’une autorisation préalable, au cas par cas, auprès des services compétents et les déchets peuvent être envoyés dans une I.C.P.E. non spécialisée.

     – L’obligation pour l’exploitant de fournir une évaluation qualitative et quantitative des radioéléments contenus dans les déchets de très faible activité produits, ainsi que les possibilités de recyclage envisagées.

     – L’interdiction pour l’exploitant de diluer les déchets à la source, sauf autorisation d’une autorité compétente.

     4/La création, en des lieux présentant les meilleures conditions d’acceptabilité, de sites de stockage de produits très faiblement radioactifs.

     5/ L’utilisation effective par les pouvoirs publics des possibilités offertes par la loi du 30 décembre 1991, pour que l’ANDRA prenne en charge la gestion de ces sites de stockage spécialisés.

Références:
1. Modifiée par la loi n° 92-646 du 13/07/92 relative à l’élimination des déchets ainsi qu’aux installations classées pour la protection de l’environnement

2. La loi du 13/07/92 qui modifie notamment la loi du 15/07/75 précédemment citée, définit un déchet ultime comme étant “un déchet résultant ou non du traitement d’un déchet, qui n’est plus susceptible d’être traité dans les conditions techniques et économiques du moment, notamment par extraction de la part valorisable ou par réduction de son caractère polluant ou dangereux.”

3. Selon les réglementations les activités massiques sont exprimées en curie ou en becquerel par gramme ou par kilogramme. Dans un souci d’homogénéité nous donnons dans ce texte toutes les valeurs (arrondies) en becquerel par gramme (Bq/g).

4. Il s’agit de la plus faible des différentes valeurs des limites annuelles d’incorporation par ingestion et par inhalation.

Nota
1 – A propos de “une nouvelle directive européenne sur les normes de bases relatives à la protection sanitaire…”  on peut lire “un article prévoit des domaines dans lequel le régime de déclaration et d’autorisation préalable peut ne pas être appliqué“; en clair ceci prévoit la mise en place d’un régime de seuils d’exemption. Rappelons que ceux qui, au nom des citoyens, vont avoir élaboré cette directive européenne sont MMrs les professeurs Pellerin, ancien directeur du SCPRI, Chanteur, nouveau directeur du SCPRI, Dr Jammet, conseiller technique auprès du Haut Commissaire du CEA et membre de la CIPR. Ces trois personnes ne croient pas aux effets cancérigène et génétique des faibles doses de rayonnement. Ils ont toujours privilégié l’aspect économique plutôt que la protection sanitaire des populations et des travailleurs…

2 – A propos de “… l’omniprésence de la radioactivité naturelle dans la croûte terrestre à des niveaux supérieurs à ceux qu’on veut réglementer…” Rappelons l’article 140 de la CIPR 60: “La composante de l’irradiation du public due aux sources naturelles est de loin la plus élevée, mais ceci ne fournit aucune justification pour réduire l’attention qu’on doit apporter aux irradiations plus faibles mais plus facilement maîtrisables dues aux sources artificielles”, voir à ce sujet la G.N. n° 117-118, page 7.

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ATTENTION!
Bataille revient avec les déchets nucléaires

BATAILLE: trouver 2 sites pour le 15 décembre 1993     Depuis février 1987, nos Associations s’opposent à l’enfouissement de déchets radioactifs et cela en coordination avec les autres sites (Maine et Loire, Aisne, Ain, Fougères…)

     La forte opposition des populations locales avait contraint, en février 1990, Michel Rocard, alors Premier Ministre, à stopper les travaux et à proposer un délai de réflexion.

     Christian Bataille avait été nommé à cet effet rapporteur puis médiateur… L’actuel gouvernement vient de le reconduire dans ses fonctions.

Aujourd’hui sa mission est de trouver deux sites favorables à l’implantation des laboratoires souterrains avant le 15 décembre 1993.LES DEUX-SÈVRES: site toujours sollicité     C. Bataille laisse entendre qu’il a reçu 30 candidatures spontanées (qu’il se garde bien de nommer). Il va visiter 15 départements avant le 15 décembre. Il proposera 2 sites avant la fin de l’année, un dans l’argile et un dans le granit. Il avait pourtant déclaré le 12 janvier: “je n’ai pas l’intention de revenir sur les sites qui ont fait l’objet d’un rejet massif, sauf si je suis expressement sollicité“.

     Monsieur Bataille, vous n’êtes pas sollicité en Deux-Sèvres!LABORATOIRE = FUTURE POUBELLE NUCLÉAIRE     “Une population peut parfaitement accepter un laboratoire aujourd’hui et refuser le centre de stockage dans quinze ans” déclarait ce fameux Monsieur Bataille. A qui pourra-t-il faire croire de telles balivernes?
(suite)


suite:
     Quel sera le poids des riverains lorsqu’un laboratoire d’1,5 milliard de F sera construit, qu’une vingtaine d’hectares seront déjà clôturées et que les communes seront “accro” aux taxes professionelles? Il n’y a qu’à se rapporter à la position des communes entourant Superphénix, leur survie ne dépend plus que de l’existence du monstre.BATAILLE: “Tout est changé dans ce dossier”     C’est ce qu’il déclarait sur France-Inter il y a quelques jours. Nous pensons exactement le contraire, la loi n’a pas modifié la nocivité des déchets. La seule chose nouvelle est l’enveloppe financière qui accompagnerait ce projet. Habituellement les collectivités locales doivent payer pour attirer des activités industrielles, pour ce projet ce serait le contraire, y aurait-il donc des nuisances pour justifier tout cet argent?L’ANDRA est toujours dans les Deux-Sèvres     Depuis 1989, l’ANDRA n’est apparue qu’épisodiquement dans ses locaux de la Chapelle St Laurent, l’agence loue depuis un bureau à l’hotel des Rocs près de Niort et continue son travail de taupe.

     Hasard? Le Conseil d’Etat a annulé le 1er octobre 1993 les délibérations des conseils municipaux de Secondigny et Pugny qui avaient accordé des subventions aux comités de défense locaux en 1988. Cette décision a été prise, fait exceptionnel, contre l’avis émis par le Commissaire du gouvernement quelques jours avant!

     Laisser enfouir les déchets nucléaires, ce serait fuir nos responsabilités. Ni ici, ni ailleurs, mais autrement.CIAD: BP 1, 79240 Largeasse. GRANIT: l’Ardivelle, 79200 Chatillon sur Thouet. Coordination Nationale: la Fresnaie, 79300 Noirterre. Tél: 49.65.36.60. Fax: 49.65.84.99.p.27


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