Rapport sur les conséquences des installations de stockage des déchets nucléaires sur la santé publique et l’environnement

LES CONSÉQUENCES DES INSTALLATIONS DE STOCKAGE
DES DÉCHETS NUCLÉAIRES
SUR LA SANTÉ PUBLIQUE ET L’ENVIRONNEMENT
Tome I

Introduction *

Première Partie : le constat

L’impact limité, tel qu’on le mesure actuellement, des installations de stockage de déchets nucléaires sur la santé publique et l’environnement *

Chapitre 1 : le cadre de l’étude *

I – Les définitions et les classifications des déchets radioactifs *

1. Les définitions usuelles *

1.1. La réglementation de 1982 *

1.2. La définition de l’Agence nationale de gestion des déchets radioactifs *

1.3. Les définitions d’EDF et de l’AIEA *

1.4. La définition de la CIPR n° 77 *

2. Les spécificités des déchets radioactifs par rapport aux déchets standards *

3. Les classifications des déchets radioactifs *

3.1. La classification réglementaire française des déchets radioactifs *

3.2. La classification usuelle " traditionnelle " *

3.3. La nouvelle classification usuelle *

3.4. La classification américaine *

II – Définitions et classifications des dépôts de déchets radioactifs *

1. Définition et règles de calcul de l’activité *

2. Les cas ne nécessitant pas de déclaration ou d’autorisation *

3. Les installations de dépôt ou de stockage appartenant à la catégorie des ICPE *

4. Les installations de dépôt ou de stockage appartenant à la catégorie des INB *

III – Le champ de l’étude *

1. Les combustibles irradiés des réacteurs électronucléaires hors du champ de l’étude *

1.1. Les combustibles irradiés des centrales électronucléaires *

1.1.1. Les combustibles standards *

1.1.2. Les combustibles Mox *

1.2. Les autres combustibles : réacteurs de propulsion et réacteurs d’étude *

2. L’uranium appauvri et l’uranium de retraitement, hors du champ de l’étude *

2.1. l’uranium appauvri *

2.2. l’uranium de retraitement *

3. Les rejets dans l’environnement compris dans le champ de l’étude *

3.1. Les principaux rejets radioactifs liquides *

3.2. Les principaux rejets radioactifs gazeux *

4. Les déchets radioactifs *

4.1. Les ordres de grandeur des volumes et des coûts de stockage des différents déchets *

4.2. Les déchets de très faible activité *

4.2.1. Des formes, des provenances et des volumes très divers *

4.2.2. Le risque de banalisation *

4.3. Les déchets de faible et moyenne activité *

4.4. Les déchets de haute activité *

Chapitre 2 : Les conséquences des installations de stockage

de déchets nucléaires *

I – Le stockage des déchets miniers à Bessines *

1. Données générales relatives aux déchets des mines d’uranium *

1.1 Les stériles *

1.2. Les résidus de traitement *

1.3. Etat des réaménagements en France *

2. Les objectifs de protection de la santé publique et de l’environnement *

2.1. Les régimes juridiques applicables *

2.2. Les difficultés de la mesure de l’impact sanitaire *

2.3. La nécessité de diminuer les émanations de radon et d’améliorer la qualité des eaux *

2.4. Les garanties pour le long terme *

2.4.1. Les efforts de recherche et développement *

2.4.2. Le statut à long terme *

3. L’entreposage d’uranium appauvri à Bessines *

3.1. La controverse juridique sur l’installation *

3.2. Les caractéristiques de l’installation *

II –. Le centre de stockage de la Manche *

1. Un site de stockage témoin de pratiques heureusement révolues *

2. La nécessité d’une surveillance rapprochée *

III – Le Centre de stockage de l’Aube à Soulaines, fleuron de l’Andra *

1. La création du Centre de stockage de l’Aube *

1.1. La mission du centre de l’Aube, telle qu’elle est prévue par les textes *

1.2. Le processus de création *

1.3. Les spécifications de fonctionnement *

2. L’exploitation du Centre de stockage de l’Aube *

2.1. Modalités de fonctionnement *

2.2. Bilan de l’activité industrielle *

2.3. L’impact sur la santé et l’environnement *

2.3.1. Les prescriptions de la réglementation *

2.3.2. Le dispositif de surveillance *

2.3.3. Les récentes demandes d’autorisation de rejets *

2.3.4. L’impact après l’exploitation et la cessation de la surveillance *

Chapitre 3 : L’impact des autres installations

entreposant des déchets nucléaires *

I – L’entreposage de matières nucléaires et de déchets radioactifs à Cogema - La Hague *

1. Le principe du retraitement et les produits qui en sont issus *

1.1. l’uranium de retraitement *

1.1.1. La composition de l’uranium de retraitement *

1.1.2. Les quantités récupérées et utilisées d’uranium de retraitement *

1.2. Le plutonium *

1.2.1. la qualité du plutonium extrait *

1.2.2. Les pertes de procédé en plutonium *

1.3. Les produits de fission et les actinides mineurs *

1.4. Les coques et embouts et les autres déchets technologiques *

1.5. Les effluents liquides et les rejets gazeux *

2. L’intérêt du retraitement pour la gestion des déchets *

2.1. La réduction de toxicité des déchets *

2.1.1. Une réduction d’un facteur 10 de la toxicité des déchets, selon Cogema *

2.1.2. Une réduction de la toxicité des déchets qui dépend en fait du taux de recyclage *

2.2. La réduction de volume des déchets *

2.2.1. Une réduction de volume des déchets d’un facteur 5, selon Cogema *

2.2.2. Une réduction de volume largement surestimée *

3. Les quantités de matières nucléaires et de déchets radioactifs présentes à La Hague *

3.1. Le tonnage de combustibles retraités à La Hague *

3.2. Les quantités de matières nucléaires et de déchets présentes à La Hague fin 1998 *

3.2.1. Les stocks de combustibles irradiés en attente de retraitement *

3.2.2. Les matières nucléaires séparées et recyclables *

3.2.3. Les déchets proprement dits – verres, coques et embouts et déchets technologiques *

4. L’épineuse question du départ de La Hague des déchets du retraitement *

4.1. Les déchets étrangers *

4.1.1. Les délais techniques de réexpédition *

4.1.2. Les dispositions des contrats *

4.1.3. Les retours déjà effectués *

4.1.4. Les prévisions de durée des retours de déchets vitrifiés *

4.1.5. Les retours des coques et embouts et des déchets technologiques *

4.1.6. Les boues de traitement des effluents *

4.1.7. Des réexpéditions jusqu’en 2018-2019 *

4.2. Les volumes de déchets envoyés à l’Andra *

5. Les rejets des installations de La Hague *

5.1. Les rejets actuels des installations de La Hague *

5.2. Les rejets prévisibles résultant de l’extension de capacité *

5.3. Les difficultés de recensement des radionucléides relâchés dans l’environnement *

II – L’impact des installations du Nord-Cotentin considérées dans leur ensemble *

1. Les évaluations de l’impact des installations nucléaires du Nord-Cotentin sur la santé publique et l’environnement *

1.1. Les résultats du rapport " Rayonnements ionisants et santé " *

1.2. Le groupe radioécologie Nord-Cotentin *

1.3. Les difficultés spécifiques des études conduites dans le Nord Cotentin *

1.3.1. Les difficultés rencontrées en matière d’épidémiologie *

1.3.2. Les difficultés rencontrées en matière de radioécologie *

1.3.3. La nécessité de poursuivre les études sur le Nord-Cotentin *

III – L’entreposage des déchets au CEA *

1. Les déchets nucléaires à Marcoule *

1.1. Le démantèlement des réacteurs G1, G2 et G3 *

1.2. Le démantèlement d’UP1 *

1.3. La reprise des autres déchets *

1.4. L’usine Centraco *

1.5. Le total des déchets radioactifs présents à Marcoule *

1.6. Les rejets et la contamination de la nappe phréatique *

2. Les déchets nucléaires à Cadarache *

2.1. L’entreposage centralisé de déchets CEA *

2.1.1. L’installation d’entreposage de combustibles irradiés Cascad *

2.1.2. Cadarache, centre d’entreposage du CEA *

2.2. L’entreposage de déchets extérieurs au CEA *

Conclusion *

3. Les déchets et les rejets de Valduc *

3.1. Un centre dédié aux activités de défense *

3.1.1. La conception et la production des armes de dissuasion nucléaire en France *

3.1.2. Les matières nucléaires à usage militaire *

3.1.3. Des déchets militaires d’un type particulier *

3.2. Un site aux déchets peu volumineux, commençant à centraliser les déchets tritiés *

3.2.1. Les déchets alpha *

3.2.2. Les déchets tritiés *

3.3. Des rejets désormais réduits mais ayant marqué durablement l’environnement *

4. Les rejets et les déchets de Saclay *

4.1. Les caractéristiques principales du site de Saclay *

4.2. Les déchets radioactifs présents à Saclay *

4.3. La suppression des rejets, une obligation à terme pour le centre de Saclay *

4.4. La réexpédition des déchets présents sur le site *

4.5. Le souci d’information *

5. L’organisation interne et le poids financier de la gestion des déchets au CEA *

5.1. Les dépenses d’assainissement *

5.2. La gestion des déchets *

5.3. Les provisions *

RÉSUMÉ

I – Un impact limité à court terme,

tel qu’on le mesure actuellement

1. Les insuffisances de la réglementation des déchets radioactifs et l’absence de solutions pratiques dans un grand nombre de cas soulignent les problèmes actuels sur la gestion des déchets radioactifs.

La réglementation française classe les déchets radioactifs selon leur teneur en radioéléments à vie longue (émetteurs alpha). La réglementation traite également des installations de stockage, en prévoyant des seuils d’activité massique ou d’activité totale en dessous desquels ni la déclaration ni l’autorisation de détention ne sont nécessaires, ainsi que des limites déclenchant la qualification d’ICPE ou d’INB.

Dans la pratique, une classification usuelle traditionnelle a été introduite, faisant intervenir les niveaux d’activité et distinguant les déchets A de faible activité, les déchets B de moyenne activité et les déchets C de haute activité. Cette classification est aujourd’hui abandonnée, au profit d’une méthode fondée sur le double critère activité + période. En tout état de cause, il conviendrait tout à la fois de remettre de la cohérence dans les différents textes, décrets, circulaires et avis traitant des déchets radioactifs et combler leurs lacunes.

Au demeurant, actuellement, seuls les déchets de faible activité à vie courte disposent d’un exutoire à long terme au Centre de stockage de l’Aube. Au demeurant, nombreux sont les cas particuliers de cette catégorie pour lesquels n’existe pas de solution pratique, comme les déchets tritiés, les déchets graphite ou les déchets radifères. De surcroît, les déchets de moyenne ou de haute activité, comme différents déchets de faible activité spécifique, restent à titre transitoire sur les sites des exploitants.

La situation est donc largement indéterminée à moyen terme.

2. La banalisation des stockages de résidus miniers au-delà de 10 ans n’est pas acceptable.

La sûreté à long terme des résidus de traitement des minerais d’uranium est une question très importante, du fait de leur impact sanitaire potentiel et de leur masse (52 millions de tonnes).

Si les efforts d’aménagement des sites semblent résoudre le problème du radon à court terme, il reste à démontrer leur efficacité à très long terme pour prévenir la lixiviation des produits radioactifs à vie longue et la toxicité chimique. En outre, la pérennité des équipements de drainage et de traitement des eaux n’est démontrée.

En conséquence, il semble nécessaire d’une part de classer les sites de stockage de résidus dans la catégorie des installations nucléaires de base et d’autre part d’étudier les conditions de leur prise en charge par l’Andra.

3. Une surveillance permanente et attentive du Centre de stockage de la Manche est indispensable.

En raison des pollutions engendrées par le Centre de stockage de la Manche (CSM) et des points chauds de radioactivité qu’il recelait, la Commission Turpin avait en 1996 analysé la situation de ce centre et proposé des mesures de nature à améliorer ses structures et sa surveillance.

Les affaissements de la couverture survenus en 1997 et 1999 justifient s’il en était besoin la recommandation de la Commission de procéder à la mise en place d’une couverture définitive assurant une meilleure étanchéité et une meilleure récupération des eaux de ruissellement. En tout état de cause, une surveillance étroite du CSM s’impose et ceci sans limitation de durée.

4. Le Centre de Stockage de l’Aube ne doit pas être sous-utilisé comme il l’est actuellement

Le centre de stockage de l’Aube de l’Andra à Soulaines est à la fois un site mettant en œuvre des précautions techniques plus développées qu’ailleurs et aussi un site auquel les exploitants cherchent à éviter de recourir.

Cette situation paradoxale provient du fait que dans de nombreux cas, les exploitants, en l’absence d’obligation d’utiliser les installations de l’Andra, ont intérêt à entreposer leurs déchets sur leurs propres sites. Par ailleurs, des installations comme l’actuelle usine Centraco ou le projet Cedra du CEA ont pour fonction d’augmenter la compacité et l’activité massique des déchets. Il serait opportun qu’un bilan sanitaire et écologique soit établi afin de justifier une pratique qui a pour effet de réduire les quantités de déchets A et d’augmenter les quantités de déchets B.

Cette situation doit être corrigée par une révision des tarifications et des obligations plus clairement imposées aux producteurs de déchets.

Par ailleurs, l’impact du CSA n’est limité que pour les phases d’exploitation et de surveillance. Les calculs d’impact en cas d’intrusion après banalisation démontrent que celle-ci ne peut être envisagée à quelque échéance que ce soit.

5. 27 000 tonnes plus 27 000 m³ de déchets sont en souffrance à La Hague, en raison de l’absence de solutions nationales et de la carence des exploitants étrangers.

La présence de déchets de procédé et de déchets technologiques est inévitable dans toute usine de retraitement. Mais l’absence de solution nationale de stockage pour les déchets de haute ou moyenne activité à vie longue, d’une part, et l’absence de reprise par les exploitants étrangers des déchets qui leur incombent, d’autre part, a conduit à l’accumulation dans les installations de La Hague de plus de 27 000 tonnes de déchets et de 27 000 m³ additionnels.

S’agissant des déchets du retraitement de combustibles étrangers, sur les 16000 conteneurs, environ, qui auraient dû être réexpédiés conformément à la loi du 30 décembre 1991, seuls un peu plus de deux cent cinquante étaient effectivement repartis à la fin 1998. Selon les indications de Cogema, il faudrait près d’une vingtaine d’années de retours réguliers pour assainir la situation, dans l’hypothèse, malheureusement non vérifiée, où les clients étrangers ne diffèreraient plus leurs engagements.

6. Les rejets de La Hague sont en réduction par rapport au passé mais doivent tendre vers zéro le plus rapidement possible.

L’activité totale rejetée sous forme d’effluents liquides par l’usine de La Hague est en diminution sensible depuis quelques années, à l’exception du tritium. La situation est moins favorable pour les rejets gazeux qui sont au contraire en croissance, car proportionnels aux tonnages retraités, pour le tritium, le carbone 14 et le krypton 85.

La récente demande de renouvellement de ses autorisations de rejets par Cogema fait référence à la notion nouvelle de rejets nominaux. En réalité, ce que demande Cogema, c’est l’autorisation d’augmenter à l’avenir ses rejets par rapport aux niveaux atteints en 1998. Cette demande n’est pas recevable. Les pouvoirs publics devraient au contraire fixer les autorisations de rejets au niveau des rejets réels et imposer une réduction progressive pour atteindre le niveau zéro en 2010 pour les radioéléments artificiels et le niveau de la radioactivité naturelle pour les radioéléments naturels.

7. Les efforts du CEA pour une meilleure gestion de ses déchets sont réels mais pourraient le conduire à une impasse.

Le CEA s’est engagé depuis 1990 dans une action de longue haleine d’assainissement de ses sites et de gestion coordonnée de ses déchets.

Le démantèlement des piles G1, G2, G3 et de l’usine UP1 de Marcoule, compte tenu des volumes de déchets générés, pose avec acuité la question de centres de stockage de grande capacité pour les déchets de très faible activité. Par ailleurs, une répartition des rôles dans le stockage des déchets s’effectue entre les différents centres, avec, par exemple, une spécialisation de Valduc dans les déchets tritiés et de Cadarache dans les déchets de moyenne activité.

Dans tous les cas, la diminution des rejets dans l’environnement des différents centres doit s’accélérer.

On peut se demander enfin si, compte tenu de la quasi-stabilité de son budget, le poids de la gestion de ses déchets ne conduit pas le CEA dans une impasse, en diminuant ses ressources pour la recherche.

II – La nécessité d’avancées scientifiques et techniques pour des garanties à plus long terme

1. La démonstration scientifique complète de l’innocuité à long terme des faibles doses de rayonnements ionisants n’est pas faite.

L’AEN-OCDE a récemment fait réaliser par un panel international d’experts, un bilan des connaissances sur les effets des faibles doses de rayonnements ionisants sur la santé et un recensement des inconnues en la matière. En toute hypothèse, la preuve n’est pas faite de l’innocuité à long terme des faibles doses.

En conséquence, l’épidémiologie sur les effets des faibles doses est une discipline qui doit être développée dans notre pays, en distinguant les cas du public, des travailleurs à statut, des employés des sous-traitants et des intérimaires. La France se caractérise par un retard important dans ce domaine. De surcroît, les méthodes de l’épidémiologie méritent d’être complétés par d’autres méthodes, en particulier par la radiobiologie moléculaire, la radiotoxicologie et la toxicochimie.

En tout état de cause, aucun résultat scientifique crédible ne pourrait justifier un relâchement des contraintes de la radioprotection.

2. Le principe de la dilution dans l’environnement doit être abandonné au profit d’un objectif général de conversion des rejets en déchets solides.

Compte tenu des incertitudes sur la susceptibilité génétique aux faibles doses et sur le couplage de la radiotoxicité et de la toxicité chimique, et compte tenu de la demande sociale d’un environnement protégé, l’impact " zéro " des rejets par référence à la radioactivité naturelle ne peut plus être un objectif politiquement admissible.

Au contraire, les engagements internationaux de la France, en particulier la transposition de la directive européenne sur la radioprotection et l’accord signé le 24 juillet 1998 à Sintra dans le cadre de la convention OSPAR rendent obligatoire une rigueur accrue dans la gestion des rejets et des déchets radioactifs.

En conséquence, un objectif de principe doit désormais être fixé à l’ensemble des exploitants nucléaires, à savoir la marche vers le rejet zéro pour les radioéléments artificiels par conversion des rejets en déchets solides. A cet effet les autorisations de rejets doivent être données pour une durée limitée, sur la base des rejets réels et avec des objectifs de réduction programmée. Ce qui est mis en pratique dans les décharges de classe I, avec un traitement de tous les effluents et stockage sur place des polluants, doit également l’être pour les installations nucléaires.

3. La R & D sur l’impact du nucléaire est trop faible par rapport à la R & D sur la pérennisation du nucléaire.

Alors que les incertitudes à long terme sont nombreuses tant sur les modes de gestion des déchets que sur leur impact sur la santé publique et l’environnement, il est paradoxal que les dépenses de recherche sur la minimisation des rejets et des déchets représentent moins de 10 % des dépenses de recherche pour la pérennisation de l’outil électronucléaire.

En 1998, ces mêmes recherches représentaient 0,04 % du chiffre d’affaires " nucléaire " d’EDF et 0,36 % du chiffre d’affaires de Cogema.

Il convient donc que les priorités soient clairement inversées et que les programmes de recherche du secteur nucléaire soient redéployés vers la protection de la santé publique et de l’environnement.

4. L’exemple américain de Yucca Mountain démontre l’impossibilité de prouver la stabilité d’un stockage à l’horizon de plusieurs milliers d’années.

Les Etats-Unis ont mis en service avec le WIPP un stockage géologique définitif pour une partie très réduite de leurs déchets. Pour les combustibles irradiés et les déchets de haute activité, le projet de stockage définitif de Yucca Mountain se heurte à des difficultés considérables pour prouver sa stabilité à très long terme.

En réalité, tant le processus politique que les recherches scientifiques conduites dans ce domaine aux Etats-Unis montrent que le concept de dépôt définitif, sans réversibilité, et d’une sûreté intrinsèque éternelle, n’est pas opérant et tend, par son impossibilité à être démontré, à pérenniser des solutions transitoires insatisfaisantes. La réversibilité et la surveillance sont en réalité deux notions incontournables pour la réalisation effective de centres de stockage de déchets.

III – L’urgence d’une politique nationale des rejets et des déchets radioactifs

1. La transposition de la directive européenne sur la radioprotection est l’occasion bénéfique de durcir la réglementation française.

La transposition de la directive européenne n° 96/29 oblige la France à durcir certaines limites d’exposition. Il n’y a aucune autre possibilité que celle de mettre en place les nouvelles normes.

La directive, par ailleurs, donne la possibilité d’introduire des seuils de libération, exprimés en activité totale ou bien massique, aux termes desquels des substances radioactives identifiées comme telles au départ peuvent ensuite être banalisées. Ce mécanisme ne doit pas être retenu, la position de la direction de la sûreté des installations nucléaires étant à cet égard à soutenir. Il importe au contraire que les matériaux contaminés issus des installations nucléaires restent sur un circuit spécifique et étanche.

Les seuils d’exemption par radioélément devront, quant à eux, être fixés d’une manière telle qu’ils aboutissent à des contraintes plus fortes, quel que soit le scénario d’impact et que l’on précise le volume et la masse concernées.

2. Une politique nationale doit être définie en urgence pour l’ensemble des rejets et déchets radioactifs.

Les producteurs de déchets nucléaires conservant la responsabilité de ceux-ci sans limitation de temps, chacun des exploitants nucléaires gère cette question dans le respect de la réglementation mais au mieux de ses intérêts. De même, les autorisations de rejets sont données au cas par cas. Or des stratégies individuelles ne font pas une stratégie nationale, coordonnée et optimale, tant sur le plan de la sûreté que sur le plan économique.

Des progrès importants restent à réaliser dans la connaissance des stocks de déchets radioactifs. Pour ce faire, il faut que l’Andra soit en mesure de contrôler les déclarations qui lui sont transmises par les exploitants. Il faut également harmoniser les conditionnements et les dispositifs d’entreposage mis en place à titre transitoire.

En définitive, c’est la définition et la mise en place d’une politique nationale des rejets et des déchets radioactifs de toute nature qui est nécessaire sous la forme d’un programme pluriannuel comportant des objectifs précis assignés aux exploitants nucléaires qui, appartenant au secteur public, doivent être d’autant plus exemplaires.

Une connaissance parfaite de l’existant devra se traduire par une politique clairement affichée, centralisée au niveau national, ce qui ne veut pas obligatoirement dire qu’il faille parvenir à une centralisation physique de tous les déchets ou de tous les déchets de même type.

3. La responsabilité de la définition de la politique nationale des déchets ainsi que le contrôle de son application appartient au Gouvernement.

L’élaboration et le contrôle d’une politique nationale des rejets et des déchets radioactifs font partie des responsabilités régaliennes du Gouvernement. Pour les voir s’accomplir, les institutions actuelles doivent être réorganisées et surtout dynamisées par une demande politique forte.

C’est bien au niveau du Premier ministre et des ministres en charge de l’industrie, de la santé, de l’environnement et de la recherche que doivent être prises les décisions d’orientation de la politique nationale des rejets et des déchets radioactifs.

Il n’entre pas dans l’objet du présent rapport de proposer une nouvelle organisation du contrôle de la sûreté nucléaire. C’est pourquoi on raisonne ici dans le cadre des institutions existantes, en appelant, le cas échéant, des améliorations dans leur fonctionnement.

En tout état de cause, l’actuel comité interministériel de la sécurité nucléaire devrait être réorganisé et dynamisé afin notamment de prendre à sa charge la définition de la politique nationale des rejets et des déchets radioactifs.

S’agissant de la radioprotection, l’essentiel est en premier lieu de renforcer le Bureau de radioprotection de la direction générale de la santé qui est en charge de la réglementation.

En second lieu, il faut également placer sous la triple tutelle de la santé, du travail et de l’environnement, l’Office de protection contre les rayonnements ionisants (OPRI), renforcer ses moyens afin de lui permettre d’effectuer ses propres mesures de contrôle sur l’ensemble des installations nucléaires et lui donner un pouvoir de sanction.

En troisième lieu, il s’agit également s’assigner explicitement une mission de recherche en radioprotection à un IPSN rendu autonome sous le statut d’établissement public.

4. La meilleure assurance qualité pour la radioprotection est celle d’un dialogue social renforcé par une expertise pluraliste.

La transparence en matière de sûreté nucléaire est une exigence démocratique. C’est aussi une garantie de sûreté. A cet égard, le renforcement des compétences techniques des commissions locales d’information (CLI) est incontournable. De même, la réforme de la procédure d’enquête publique est indispensable, alors que cette pièce essentielle de la consultation du public est discréditée par ses lacunes, voire ses dérapages.

Mais ce que montre la récente expérience du groupe radioécologie Nord-Cotentin, c’est l’intérêt d’un dialogue technique approfondi entre les exploitants et différents centres d’expertise publics ou privés. Comme le demande depuis des années l’Office parlementaire d’évaluation, il est capital pour la sûreté des installations nucléaires et en particulier pour celle des installations de stockage des déchets radioactifs qu’un appareil d’expertise pluraliste et non pas unitaire se développe dans notre pays.

Il convient aussi non seulement que soit instaurée une juste indemnisation des responsables d’association de protection de l’environnement impliqués dans des procédures de consultation du public mais aussi que soient accrus les budgets mis à disposition des commissions locales d’information pour la consultation de centres d’expertise publics ou indépendants.

5. L’établissement public chargé de la gestion des déchets radioactifs doit être relégitimé et dynamisé.

L’Agence nationale de gestion des déchets radioactifs (Andra) doit sortir de sa spécialisation de fait dans les déchets de faible activité et les laboratoires souterrains et embrasser la totalité de la mission qui lui a été confiée par la loi du 30 décembre 1991, à savoir les opérations de gestion à long terme de tous les déchets radioactifs.

Pour ce faire, ses structures internes doivent être revues. Des ressources propres doivent lui être affectées, par l’intermédiaire de la redevance sur les installations nucléaires de base. Tout en demeurant sous le contrôle de la DSIN, l’Andra doit se voir confier des moyens de contrôler les exploitants sur leurs déchets et leur conditionnement. Enfin, sa culture de transparence doit être développée.

L’Andra ainsi renforcée est appelée à réaliser sans délai les différents stockages spécifiques qu’exigent, notamment, les déchets TFA et les déchets tritiés ou radifères.

6. Les nouveaux outils de décision au ministère chargé de la santé et de surveillance sanitaire à l’IVS, doivent encore être renforcés et placer la radioprotection dans leurs priorités.

La loi du 1^er juillet 1998 définit une nouvelle organisation administrative pour renforcer la sécurité sanitaire des produits destinés à l’homme.

La création de l’institut de veille sanitaire (IVS), un élément essentiel du dispositif, devrait permettre enfin le développement de l’épidémiologie en France.

A cet égard, il convient que la radioprotection et la surveillance des installations de stockage des déchets nucléaires ne soient pas considérées comme secondaires dans le plan de charge de l’IVS.

Il faut également la plus large ouverture possible des programmes de recherche de l’IVS à des équipes universitaires concurrentes, afin d’instaurer dans notre pays une culture de prévention équivalent à celle des autres pays développés, en particulier d’Europe du Nord.

Introduction

Ni le choix du démantèlement rapide des installations nucléaires dans le cadre d’options technologiques nouvelles pour la production d’électricité, ni la pérennisation de l’outil nucléaire ne peuvent s’envisager en l’absence de solutions opérationnelles et efficaces pour la gestion des déchets radioactifs.

La question des déchets radioactifs ne saurait donc être une question conflictuelle. Il s’agit d’une question d’ordre pratique, à laquelle peuvent bien sûr répondre des solutions concurrentes dans leurs modalités mais dont la finalité ne peut être qu’identique, à savoir le choix de modes opératoires optimaux en termes de protection de la santé publique et de l’environnement.

Précisément, après que l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques a fait progresser dans notre pays non seulement le contrôle de la sûreté et de la sécurité des installations nucléaires mais aussi la recherche sur la gestion des déchets nucléaires, il était nécessaire d’approfondir l’analyse de l’aval du cycle nucléaire sous l’angle de son impact sur la santé publique et sur l’environnement. Le présent rapport entend y contribuer.

L’impact des activités nucléaires sur le public et son environnement fait l’objet de controverses innombrables et permanentes. Pour les uns, l’électronucléaire est sans rival pour la préservation de l’environnement. Pour les autres, le nucléaire civil est disqualifié par sa production de déchets hautement dangereux à très long terme.

Il aurait été vain de tenter de faire avancer des débats aussi difficiles que l’effet des faibles doses ou l’innocuité des rejets radioactifs dilués dans l’environnement, non seulement parce que l’approche scientifique y est souvent biaisée par des enjeux idéologiques mais aussi parce qu’un cadre juridique international ou national impose des obligations à la fois concrètes et inévitables.

En conséquence, la méthode utilisée pour préparer le présent rapport est celle de l’observation : observation sur le terrain de diverses installations de stockage de déchets radioactifs et collecte des données disponibles sur leurs conséquences sur la santé publique et l’environnement. Compte tenu du temps imparti et du très grand nombre d’installations comprenant des déchets radioactifs, il ne pouvait être question d’une approche exhaustive.

Si le champ des visites n’a pas été épuisé loin de là, il a néanmoins été possible de rassembler des informations sur des installations de stockage de tous types : installations spécifiquement dédiées comme le centre de stockage de l’Aube de l’Andra ; sites miniers déclassés comme ceux de La Crouzille ; installations dont la vocation est industrielle, comme celles de La Hague, ou dont la mission est la recherche et le développement comme celles du CEA, mais qui, par nécessité plus qu’à dessein, consentent des investissements importants pour l’entreposage de déchets nucléaires.

A vrai dire, si la poursuite des investigations dans les installations nucléaires, comme par exemple les centrales électronucléaires d’EDF, aurait permis de compléter l’analyse et contribué utilement à porter auprès d’autres exploitants nucléaires la demande sociale d’une gestion rigoureuse des déchets, la moisson considérable d’informations présentées dans ce rapport fait apparaître deux conclusions majeures.

Si l’on peut dire aujourd’hui que l’impact des installations de stockage de déchets nucléaires sur la santé publique et l’environnement est, selon toute probabilité, limité, des avancées scientifiques nouvelles sont nécessaires pour le confirmer à court terme et le démontrer à long terme.

Par ailleurs, si l’arsenal législatif et réglementaire très complet qui encadre la gestion des déchets doit être complété à la marge et durci dans certains cas, l’urgence aujourd’hui est de mobiliser les responsabilités et d’impulser une véritable politique nationale et globale des déchets radioactifs de toute nature.

Première Partie : le constat
L’impact limité, tel qu’on le mesure actuellement, des installations de stockage de déchets nucléaires sur la santé publique et l’environnement

Chapitre 1 : le cadre de l’étude

Le cadre de l’étude a été fixé d’une part par l’intitulé de la saisine et d’autre part par l’étude de faisabilité adoptée par l’Office parlementaire dans sa réunion du mardi 19 mai 1998.

I – Les définitions et les classifications des déchets radioactifs

La notion de déchet radioactif varie selon de nombreux paramètres : en particulier la date de formulation de la définition et les pratiques industrielles du pays considéré.

Ces divergences d’appréciation résultent de différences, à la fois sur le concept de déchets et sur les niveaux de radioactivité considérés en tant que seuils.

1. Les définitions usuelles

1.1. La réglementation de 1982

La réglementation française propose une définition de la notion de déchets dans un texte traitant des " dispositions générales applicables à la production, au contrôle, au traitement, au conditionnement et à l’entreposage des divers types de déchets résultant du traitement de combustibles irradiés dans des réacteurs ordinaires sous pression ", intitulé Règle fondamentale de Sûreté (RFS) n° III.2.a, datant du 24 septembre 1982. Il n’est pas indifférent de noter que le domaine d’application de cette RFS est celui des usines de traitement des combustibles irradiés.

La définition de déchet radioactif est la suivante :

" On entend par déchet radioactif toute substance radioactive dont l’activité est telle que son rejet et sa dispersion dans l’environnement ne sont pas autorisés et pour laquelle aucun usage n’est envisagé ".

Cette définition appelle plusieurs remarques.

En premier lieu, elle est énoncée dans un cadre précis, celui du retraitement des combustibles irradiés. Certes, depuis l’origine des applications nucléaires en France, le retraitement est une constante de la politique suivie dans ce domaine. Toutefois, cette option n’est pas partagée à toutes les époques et par tous les pays.

En deuxième lieu, cette définition marque l’importance de la méthode du rejet et de la dispersion dans l’environnement comme moyen technique de résolution partielle des problèmes posés par les déchets nucléaire.

En troisième lieu, elle souligne l’importance de l’autorisation donnée ou refusée par l’administration dans tout le processus de gestion des rejets. L’autorisation donnée vaut blanc-seing pour l’exploitant, à tous les niveaux, sanitaire et environnemental, plaçant de fait l’administration devant une responsabilité écrasante de détermination des niveaux acceptables. Dès lors, le respect des autorisations données est souvent considéré comme la preuve décisive de bonnes pratiques.

1.2. La définition de l’Agence nationale de gestion des déchets radioactifs

Selon l’Agence nationale de gestion des déchets radioactifs, l’ANDRA, un déchet est " tout matériel ou matière non réutilisable ou destiné à l’abandon par son propriétaire ".

Dès lors, un déchet radioactif est " tout matériel ou produit contaminé par des radioéléments artificiels ou tout matériau ayant subi une transformation mécanique ou chimique pouvant libérer des radioéléments naturels ".

Cette définition, naturellement extensive et prenant en compte à la fois les radioéléments artificiels et les radioéléments naturels, date du début des années quatre vingt dix.

1.3. Les définitions d’EDF et de l’AIEA

Selon EDF, les déchets radioactifs sont " tous les produits inutilisables ou non réutilisés, dont la radioactivité est trop importante pour permettre leur rejet dans l’environnement. Ces déchets [...] peuvent être à l’origine dans un état quelconque : liquide, solide, pulvérulent ".

La définition prise par l’exploitant EDF est une paraphrase de la définition réglementaire, à la nuance près que la non-réutilisation à court terme entraîne le passage des matières considérées dans la catégorie de déchets.

Une autre indication intéressante est que le rejet dans l’environnement peut, d’après cette définition, représenter une base de la gestion du problème posé par les déchets radioactifs.

Selon l’AIEA, doit être considéré comme déchet " toute matière contenant des radionucléides ou contaminée par des radionucléides à des concentrations ou à des niveaux de radioactivité dépassant les limites prescrites et dont aucune utilisation n’est prévue ".

L’AIEA quant à elle fait explicitement référence à des niveaux de radioactivité.

1.4. La définition de la CIPR n° 77

Dans sa publication n° 77 de 1998, la CIPR (Commission internationale pour la protection contre les rayons X et les rayonnements ionisants), instance scientifique indépendante et autorité mondialement reconnue, considère que les déchets comprennent tout matériau que l’on décide d’évacuer car n’ayant plus d’usage.

Il peut s’agir des effluents liquides ou gazeux aussi bien que de matériaux solides.

2. Les spécificités des déchets radioactifs par rapport aux déchets standards

Une question fondamentale est posée pour la définition de ce qu’est un déchet radioactif. Il s’agit de la limite inférieure de radioactivité en deçà de laquelle un matériau faiblement radioactif peut être considéré comme un déchet standard.

La directive européenne n° 96/29 du 13 mai 1996 qui doit être transposée en droit interne avant le 13 mai 2000 introduit une notion supplémentaire qui est supposée introduire une souplesse dans la gestion des déchets mais qui complique sérieusement les choses : il s’agit de la notion de seuil de libération.

Les seuils de libération selon cette directive sont les " valeurs fixées par les autorités nationales compétentes et exprimées en concentration d’activité et/ou en activité totale, auxquelles ou en dessous desquelles les substances radioactives ou les matières contenant des substances radioactives résultant de pratiques soumises à l’obligation de déclaration ou d’autorisation peuvent être dispensées de se conformer aux exigences de la présente directive. "

Une autre considération doit être faite à propos de la définition de déchets radioactifs : il s’agit de leur provenance.

La production d’électricité nucléaire est certes l’activité la plus importante en matière de production de déchets nucléaires. Elle ne saurait toutefois faire oublier ni les déchets miniers ni les sources radioactives à usage médical ou industriel qui constituent également des déchets radioactifs une fois qu’elles sont déclassées.

Dans les deux cas, les quantités correspondantes ne sont pas comparables à celles des déchets issus du cycle du combustible nucléaire. Les quantités de résidus miniers s’élèvent à plus de cinquante millions de tonnes. S’agissant des sources médicales scellées, leur nombre atteignait 42 525 à la fin décembre 1998. Leur dissémination dans les hôpitaux, les cabinets médicaux et dans les entreprises est en tout état de cause un facteur de risque, dans la mesure où les procédures de repérage et de récupération sont en retard par rapport à celles mises en œuvre dans le cycle du combustible.

3. Les classifications des déchets radioactifs

Les classifications des déchets radioactifs sont multiples. On peut distinguer à cet égard, la définition réglementaire et la définition usuelle telle qu’il y est fait référence le plus souvent en France. Il est intéressant de remarquer que les pratiques des autres pays sont différentes.

3.1. La classification réglementaire française des déchets radioactifs

Selon la Règle fondamentale de sûreté n° III.2.a du 24 septembre 1982, relative aux usines de traitement de combustibles irradiés, les déchets conditionnés sont classés en fonction de leur concentration en émetteurs alpha.

Tableau 1 : Classification réglementaire française des déchets radioactifs

1. déchets réputés ne pas contenir de radioéléments à période longue

2. déchets pouvant contenir des radioéléments à période longue :

- catégorie I : déchets contenant des traces d’émetteurs alpha avec une activité massique inférieure à 0,1 Ci par tonne, soit inférieure à 3 700 Bq/g

- catégorie II : déchets contenant des émetteurs alpha avec une activité massique comprise entre 0,1 et 1 Ci par tonne, soit comprise entre 3 700 et 37 000 Bq/g

- catégorie III : déchets contenant des émetteurs alpha avec une activité massique supérieure à 1 Ci par tonne, soit supérieure à 37 000 Bq/g

Dans la pratique, il est d’usage de traiter différemment les déchets de faible et moyenne activité selon leur type de radioactivité, alpha ou autre (bêta, gamma).

La même règle fondamentale de sûreté R.F.S. III.2.a du 24 septembre 1982 donne des indications sur la provenance possible, en l’état du moment des techniques et des connaissances, des différents types de déchets.

Tableau 2 : Exemples de provenance des différents types de déchets

type de déchet	exemples de provenance
1. déchets non alpha	échangeurs d’ions des piscines de stockage d’éléments combustibles, dans le cas d’un fonctionnement courant de ces unités
2. déchets alpha I. II. III.	• résines et boues provenant des piscines ou puits de déchargement des éléments combustibles irradiés • boues de coprécipitation des effluents liquides de faibles activités • coques et embouts • solides divers (moyenne activité alpha) • résidus calcinés de solutions de produits de fission et d’actinides, résidus de dissolution (fines) • fours de vitrification • boues de coprécipitation des effluents liquides de moyennes activités, déchets organiques • coques et embouts • solides divers (verrerie, matériels divers) cendres • iodure de plomb (contenant de l’iode 129, émetteur b à vie longue)

3.2. La classification usuelle " traditionnelle "

La classification traditionnellement utilisée en France a longtemps été la classification en trois catégories A, B et C, selon le tableau suivant.

Tableau 3 : Classification française " traditionnelle " des déchets

catégorie	activité	type d’émetteurs – période	période	destination
Déchets A	faible et moyenne	• émetteurs bêta, gamma principalement • traces d’émetteurs alpha	période < 30ans	Centre de l’Aube
Déchets B	faible et moyenne	• émetteurs alpha en proportion significative • émetteurs bêta, gamma	• éléments à période > 30 ans en proportion significative	non déterminée
Déchets C	haute activité	• émetteurs alpha, bêta, gamma	• éléments à période > 30 ans en proportion significative	non déterminée

Cette classification n’a aucun fondement juridique. De plus, elle ne permet pas une classification claire de certaines catégories de déchets. L’Andra juge souhaitable qu’on ne l’utilise plus.

3.3. La nouvelle classification usuelle

En raison du caractère inopérant de la classification " traditionnelle " des déchets, le ministère chargé de l’Industrie préconise désormais que deux critères soient utilisés pour sérier les déchets radioactifs : d’une part leur niveau de radioactivité et d’autre la période des radioéléments qu’ils contiennent. On aboutit en faisant intervenir les destinations de stockage au tableau ci-après.

Tableau 4 : Nouvelle classification des déchets

catégorie	période courte (< 30 ans)	période longue (> 30 ans)
radioactivité naturelle	Stockage de déchets TFA
TFA très faible activité
		Stockage de déchets
FA faible activité	Centre de stockage	radifères
MA moyenne activité	de l’Aube	Recherches
HA haute activité	loi du 30 décembre 1991

Le tableau suivant indique quelles sont les provenances des différentes catégories de déchets ci-dessus.

Tableau 5 : principales caractéristiques des déchets radioactifs ^,

type de déchet	nature, origine et conditionnement	activité	durée de vie
Déchets TFA (très faible act.)	· gravats et ferrailles, démantèlement (prochainement) – pas de conditionnement spécifique	1 – 100 Bq/g
Déchets FA (faible activité)	· déchets radifères issus du traitement de l’uranium au sortir de la mine – pas de conditionnement spécifique · résines, filtres, gants, etc. : exploitation des centrales, des usines de retraitement, des labos médicaux ou industriels, etc. – matrices de béton, de bitume ou de verre enchâssées dans du béton	100 – 100 000 Bq/g 1 000 – X00 000 Bq/g	vie longue (30 – 10 000 ans) vie courte (<30 ans)
Déchets MA (moyenne activité)	· déchets produits lors du retraitement et de la fabrication du plutonium · coques et embouts provenant des gaines de combustible · boues issues du retraitement · matrices de béton, de bitume ou de verre enchâssées dans du béton – résidus métalliques compressés dans containers d’inox	X00 000 Bq/g	vie longue
Déchets HA	· déchets du retraitement : PFVL et AM	milliards de Bq/g	vie courte ou longue

3.4. La classification américaine

La classification des déchets aux Etats-Unis est pragmatique. Elle est fondée à la fois sur la provenance des déchets, civils ou militaires, et sur la destination de ceux-ci, surface ou couches géologiques.

La première catégorie est celle des déchets de haute activité " High-level radioactive waste ". Elle comprend les combustibles irradiés, les solutions hautement radioactives provenant des opérations de retraitement et leurs concentrats solides (verres, céramiques, etc.).

La deuxième catégorie de déchets radioactifs est celle des déchets TRU (" transuranic waste ". Il s’agit des déchets technologiques produits dans les installations du Département de l’Energie (DOE) dans le cadre des programmes militaires. Ces déchets sont faiblement radioactifs mais contaminés par des radioéléments à vie longue, principalement par du plutonium.

La troisième catégorie de déchets est celle des déchets stockables en surface. Il s’agit des déchets de faible activité " Low level waste ", eux-mêmes classés en 3 sous-catégories. Deux critères sont utilisés : d’une part, l’activité en émetteurs alpha à longue période et d’autre part la concentration en émetteurs à courte période.

Tableau 6 : classification des déchets utilisée aux Etats-Unis

Catégorie	caractéristiques	provenance – destination
High-Level Waste	• combustibles irradiés • solutions ou préparations solides de produits de fission et d’actinides mineurs issues du retraitement de combustibles	• réacteurs civils • centres militaires du DOE • destination : Yucca Mountain
Transuranic Waste	déchets de faible activité contaminés par des radionucléides transuraniens de période supérieure à 20 années, à des concentrations supérieures ou égales à 100 nanocuries par gramme	• WIPP – Carlsbad, New Mexico
Low-level Waste : • Class A • Class B • Class C • Greater-than-Class C	concentrations en émetteurs alpha et en éléments à période courte • non acceptables pour un stockage en surface ou en subsurface	• centres de stockage de surface ou de sub-surface proche (near surface) sauf Greater-than-Class C

II – Définitions et classifications des dépôts de déchets radioactifs

La notion de stockage s’est précisée au cours du temps dans la réglementation nucléaire française.

L’arrêté du 7 novembre 1979 " portant création au sein du commissariat à l’énergie atomique d’une Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs " assortit dans son article 2, le mot stockage d’une durée limitée, puisque aussi bien, l’agence qu’il crée, est chargée, en particulier, " de promouvoir en concertation avec les producteurs de déchets des spécifications de conditionnement et de stockage des déchets radioactifs avant leur évacuation vers les centres de stockage à long terme ".

La loi du 30 décembre 1991 relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs introduit la notion de stockage réversible ou irréversible dans la définition du deuxième axe de recherche, selon les termes suivants : " l’étude des possibilités de stockage réversible ou irréversible dans les formations géologiques profondes, notamment grâce à la réalisation de laboratoires souterrains ".

La même loi introduit par ailleurs la notion d’entreposage dans la définition du troisième axe de recherche, entendu comme " l’étude des procédés de conditionnement et d’entreposage de longue durée en surface de ces déchets ".

Il apparaît donc légitime de considérer le stockage comme une opération définitive, mais qui peut éventuellement être assortie d’une possibilité de reprise.

En revanche, l’entreposage est par nature une opération temporaire, devant nécessairement conduire, à un terme plus ou moins rapproché, à une solution de stockage.

A la date de réalisation de la présente étude et au sens strict du terme, la France ne dispose que de deux installations de stockage de déchets radioactifs, celles de l’Andra à La Hague (CSM) et à Soulaines.

Pour simplifier, le régime réglementaire applicable à une installation d’entreposage ou de stockage de déchets radioactifs est celui d’une installation classée pour la protection de l’environnement (ICPE) pour des activités volumiques et totales réduites, tandis que le statut d’installation nucléaire de base (INB) s’applique aux activités totales élevées. Au demeurant, une installation nucléaire de base peut comprendre, dans son enceinte, une ou plusieurs ICPE.

Les différentes réglementations reposent au demeurant sur la radiotoxicité variable des différents radioéléments.

1. Définition et règles de calcul de l’activité

Les radioéléments ont des radiotoxicités variables et sont classés en quatre groupes, selon le décret n° 66-450 du 20 juin 1966.

Les éléments les plus radiotoxiques constituent le groupe I (très forte radiotoxicité). Il s’agit, pour la plupart, d’éléments lourds, émetteurs alpha et gamma. En voici quelques exemples.

Groupe I : radioéléments de très forte radiotoxicité (exemples)

décret n° 66-450 du 20 juin 1966

210 210 226 228 238 239

Pb Po Ra Th Pu Pu

82 84 88 90 94 94

(plomb) (polonium) (radium) (thorium) (plutonium) (plutonium)

240 241 241 242m 243 242

Pu Pu Am Am Am Cm

94 94 95 95 95 96

(plutonium) (plutonium) (américium) (américium) (américium) (curium)

Les radioéléments du groupe II ont une forte radiotoxicité. Il s’agit d’émetteurs bêta, gamma forts ou d’émetteurs alpha. En voici quelques exemples.

Groupe II : radioéléments de forte radiotoxicité (exemples)

décret n° 66-450 du 20 juin 1966

10 60 90 125 131 134

Be Co Sr I I Cs

4 27 38 53 53 55

(béryllium) (cobalt) (strontium) (iode) (iode) (césium)

224 232 236 242

Ra Th thorium naturel U Am

88 90 90 92 95

(radium) (thorium) (uranium) (américium)

Les radioéléments du groupe III ont une radiotoxicité modérée. Il s’agit pour la plupart d’émetteurs bêta. La figure suivante en donne quelques exemples.

Groupe III : radioéléments de radiotoxicité modérée (exemples)

décret n° 66-450 du 20 juin 1966

14 36 56 58 89 91

C Cl Co Co Sr Sr

6 17 27 27 38 38

(carbone) (chlore) (cobalt) (cobalt) (strontium) (strontium)

97 103 105 123 130 132

Ru Ru Ru I I I

44 44 44 53 53 53

(ruthénium) (ruthénium) (ruthénium) (iode) (iode) (iode)

Les radioéléments du groupe IV ont une radioactivité faible. Il s’agit pour la plupart d’émetteurs bêta gamma ou bêta faibles. En voici quelques exemples.

Groupe IV : radioéléments de faible radiotoxicité (exemples)

décret n° 66-450 du 20 juin 1966

3 40 41 51 56 61

H K Ca Cr Mn Co

1 29 20 24 25 38

(tritium) (potassium) (calcium) (chrome) (manganèse) (cobalt)

85 99 105 123 130 132

Kr Tc Ru I I I

36 43 44 53 53 53

(krypton) (technétium) (ruthénium) (iode) (iode) (iode)

Dans la pratique, les installations recelant des substances nucléaires comprennent des radioéléments appartenant à plusieurs groupes. A partir de l’activité en Becquerels de chacun des radioéléments, on calcule une activité équivalente, en ramenant toutes les activités à celles des radioéléments du groupe I, selon l’équation suivante :

avec :

A = activité totale équivalente

a1 = activité en Becquerels des substances du groupe 1

a2 = activité en Becquerels des substances du groupe 2

a3 = activité en Becquerels des substances du groupe 3

a4 = activité en Becquerels des substances du groupe 4

2. Les cas ne nécessitant pas de déclaration ou d’autorisation

Lorsque les activités présentes sur un site donné sont de faible niveau, ni la déclaration, ni l’autorisation ne sont nécessaires. Ainsi, si l’activité totale du site en équivalent groupe I est inférieure à 5.10³ Becquerels, ni la déclaration ni l’autorisation ne sont obligatoires. De même si le site n’entrepose que des radioéléments du groupe IV, la déclaration ou l’autorisation n’est obligatoire que si l’activité totale est égale ou supérieure à 5.10⁶ Becquerels.

Tableau 7 : Activités totales en dessous desquelles où le régime de déclaration ou d’autorisation peut ne pas être appliqué – décret n° 66-450 du 20 juin 1966

groupes de radiotoxicité	activités en Becquerels
		5. 10³	5. 10⁴	5. 10⁵	5. 10⁶
groupe I	libre	D ou A	D ou A	D ou A	D ou A
groupe II	libre	libre	D ou A	D ou A	D ou A
groupe III	libre	libre	libre	D ou A	D ou A
groupe IV	libre	libre	libre	libre	D ou A

Par ailleurs, selon le même décret, le même régime de non-déclaration et de non-autorisation s’applique aux substances radioactives dont l’activité est inférieure à 100 Bq/g ou à 500 Bq/g pour les substances radioactives solides naturelles.

Tableau 8 : Activités massiques en dessous desquelles le régime de déclaration ou d’autorisation peut ne pas être appliqué – décret n° 66-450 du 20 juin 1966

nature	activité massique
substances radioactives générales	£ 100 Bq/g
substances radioactives solides naturelles	£ 500 Bq/g

Ceci veut dire que deux critères alternatifs peuvent s’appliquer pour déterminer si des déchets radioactifs peuvent être banalisés, c’est-à-dire stockées ou éliminées sans déclaration ni autorisation préalable, l’activité totale ou l’activité massique.

Signalons que l’application de la réglementation aux substances radioactives solides naturelles soulève des difficultés dans le cas des résidus de traitement des minerais. En vertu de l’avis rendu par le Conseil d’Etat dans sa séance du 11 décembre 1991, ces résidus ne doivent pas être considérés comme des matières radioactives au sens de la radioprotection et les installations correspondantes doivent être considérées comme des ICPE. On applique le seuil de 500 Bq/g aux seules têtes de chaîne. Cette interprétation est contestée par certaines associations qui estiment que les traitements mécaniques et chimiques subis par les minerais leur ôtent leur caractère naturel.

Enfin, le décret n° 66-450 prévoit que certains appareils à rayonnements ionisants ne doivent pas non plus faire l’objet d’une déclaration ou d’une autorisation à condition que " les matières radioactives éventuellement incluses soient efficacement protégées contre tout contact ou toute fuite, et que le débit de fluence énergétique n’entraîne pas, dans les conditions normales d’utilisation, en tout point extérieur situé à une distance de 0,1 mètre de la surface de l’appareil, un débit d’équivalent de dose de plus de 1 µSv par heure et que ces appareils soient d’un type agréé par les autorités ministérielles compétentes ".

3. Les installations de dépôt ou de stockage appartenant à la catégorie des ICPE

La nomenclature des installations classées pour l’environnement (ICPE) distingue trois types d’installations, selon le type d’activité et selon le conditionnement des sources de radioactivité.

La rubrique 1710 correspond aux installations de préparation, de fabrication, de transformation et de conditionnement de sources radioactives non scellées ou sous forme de sources scellées non conformes à deux types de normes. La rubrique 1711 correspond aux installations de dépôt ou de stockage de substances radioactives sous forme de sources non scellées ou sous forme de sources scellées non conformes aux mêmes normes que précédemment. La rubrique 1720 correspond aux installations où sont utilisées, déposées ou stockées des sources scellées conformes aux normes.

Pour chacun des cas, le décret n° 67-694 du 24 octobre 1967 précise, en fonction des activités totales de radioéléments de chacun des groupes de radiotoxicité, quels sont les régimes applicables selon les niveaux d’activité totale. La figure suivante indique les régimes applicables pour les installations de dépôt ou de stockage.

Figure 1 : régime ICPE applicable aux dépôts ou stockages de substances radioactives sous forme de sources non scellées ou sous forme de sources non conformes – décret n° 67-694 du 24 octobre 1967 relatif à la nomenclature des installations classées pour la protection de l’environnement

(D : déclaration – A : autorisation)

Dans le cas d’installations où sont effectuées des opérations relevant des différentes rubriques 1710, 1711 et 1720, c’est-à-dire par exemple des opérations de fabrication, de conditionnement de dépôt et de stockage de sources non scellées et de sources scellées, l’activité totale est calculée par sommation pondérée des activités liées à chacune des rubriques, selon la formule ci-après :

Au demeurant, une limite supérieure est fixée, au-dessus de laquelle l’installation passe dans le régime des installations nucléaires de base. Cette limite d’activité totale est de 3 700 GBq ou 3,7 TBq.

4. Les installations de dépôt ou de stockage appartenant à la catégorie des INB

L’arrêté du 11 mars 1996 fixe les limites au-delà desquelles les installations destinées au stockage, au dépôt ou à l’utilisation de substances radioactives, y compris les déchets, sont considérées comme des installations nucléaires de base.

Les limites fixées font référence aux groupes de radiotoxicité des éléments, avec le même mode de calcul de l’activité totale équivalente en cas de présence de radioéléments de différents groupes, que pour les limites des installations classées pour la protection de l’environnement.

On trouvera au tableau ci-après les limites relatives aux installations de dépôt ou de stockage.

Figure 2 : Limites d’activité au dessus desquelles une installation de dépôt ou de stockage de substances radioactives est placée sous le régime des INB (sources non scellées ou sources scellées non conformes aux normes NF M 61-002 ou NF M 61-003) – arrêté du 11 mars 1996

Un traitement particulier est réservé aux matières fissiles, avec un seuil de passage en INB très bas, ainsi qu’indiqué dans le tableau ci-après.

Tableau 9 : seuils de détention de plutonium et d’uranium au-delà desquels l’installation est une INB - arrêté du 11 mars 1996


Plutonium 239	³ 0,375 kg
Uranium 233	³ 0,375 kg
Uranium 235	³ 0,600 kg
Uranium 235 dans l’uranium enrichi à plus de 6 %	³ 0,600 kg
Uranium 235 dans l’uranium enrichi entre 1 et 6 %	³ 1,200 kg

Un autre cas extrêmement important est celui des déchets très faiblement radioactifs et des déchets miniers. D’après la nomenclature des installations classées pour la protection de l’environnement et l’arrêté du 11 mars 1996, " les substances dont l’activité massique est inférieure à 100 kBq par kg (soit 100 Bq/g) ou inférieure à 500 kBq par kg (soit 500 Bq/g) pour les substances radioactives solides naturelles ne doivent pas être prises en compte dans le calcul des activités permettant de déterminer si une installation est considérée comme une installation nucléaire de base ".

Cette disposition a pour effet que des centres de stockage de déchets très faiblement radioactifs ou des centres de stockage de résidus miniers appartiennent ou appartiendront à la catégorie des installations classées pour la protection de l’environnement.

III – Le champ de l’étude

1. Les combustibles irradiés des réacteurs électronucléaires hors du champ de l’étude

La question des combustibles irradiés doit être éclaircie pour définir le champ de l’étude.

On doit distinguer le cas des combustibles des centrales électronucléaires de celui des réacteurs nucléaires embarqués et des réacteurs d’étude.

1.1. Les combustibles irradiés des centrales électronucléaires

Les réacteurs nucléaires des centrales d’EDF utilisent des combustibles de deux types : les combustibles standards à l’oxyde d’uranium et les combustibles Mox.

Sur les 1200 tonnes de combustibles extraites chaque année des réacteurs d’EDF, seules 850 tonnes sont destinées à un retraitement " rapide ". Les 350 tonnes restantes doivent-elles être considérées comme des déchets ?

La pratique française constante, tant de la part des autorités de sûreté que des exploitants, est de considérer que les combustibles irradiés non retraités dans l’immédiat pourront faire l’objet d’un retraitement " différé ". En raison de leur contenu énergétique, ils ne peuvent donc être considérés comme des déchets.