130 L.1333-8 du code de la santé publique ou de la réglementation relative aux rejets des INB. Le résultat est à comparer à la limite annuelle de dose admissible pour le public (1 mSv/an) définie à l’article R.1333-8 du code de la santé publique. Il faut noter que dans la pratique, seules des traces de radioactivité artificielle sont détectables au voisinage des installations nucléaires et qu’en surveillance de routine les mesures effectuées sont dans la plupart des cas inférieures au seuil de décisions ou reflètent la radioactivité naturelle. Aussi ces mesures ne peuvent servir à l’estimation des doses. Il est donc nécessaire de recourir à des modèles de transfert de la radioactivité à l’homme alimentés par les mesures des rejets de l’installation. Ces modèles sont propres à chaque exploitant. L’ASN, qui souhaite que les méthodes utilisées soient les plus harmonisées possibles, a engagé en 2009 une réflexion en ce sens avec l’IRSN. Des programmes de surveillance de la radioactivité présente dans l’environnement (eaux, air, terre, lait, herbe, productions agricoles…) sont néanmoins imposés aux exploitants pour vérifier le respect des hypothèses retenues dans l’étude d’impact. Les laboratoires réalisant ces mesures doivent être agréés par l’ASN (voir point 4⏐3). L’évaluation des doses efficaces dues aux INB est présentée dans le tableau 5. L’estimation des doses dues aux INB pour une année donnée est effectuée à partir des rejets réels de chaque installation pour l’année considérée. Cette évaluation prend en compte les rejets par les émissaires identifiés (cheminée, conduite de rejet vers le milieu fluvial ou marin). Elle intègre également les émissions diffuses et les sources d’exposition radiologique aux rayonnements Spectres de référence retenus pour les centrales nucléaires À titre d’illustration, les spectres de référence retenus pour les centrales nucléaires sont les suivants: Tableau 5: impact radiologique des INB depuis 2004 calculé par les exploitants à partir des rejets réels des installations et pour les groupes de référence les plus exposés (données fournies par les exploitants nucléaires) Exploitant/Site Groupe de référence le plus exposé Estimation des doses efficaces reçues, en mSv (population/distance 2004 2005 2006 2007 2008 2009 au site en km)a AREVA/La Hague Digulleville (Enfant / 2,6) 1.10-2 1.10-2 1.10-2 1.10-2 8.10-3 8.10-3 Pêcheur Goury (Adulte (2008, 2009: enfant) / 7,5) 6.10-3 6.10-3 6.10-3 6.10-3 5.10-3 4.10-3 GANIL/Caen IUT (Adulte / 0,6) 3.10-3 2.10-3 3.10-3 < 6.10-3 < 9.10-3 b 3.10-3 EDF/Penly Saint-Martin Plage, Vassonville (2009) 1.10-3 9.10-4 5.10-4 6.10-4 3.10-3 9.10-4 (Adulte / 1,05) (2009 : pêcheur / 0,7) EDF/Cattenom Garche nord, Warpich (2009) 2.10-3 2.10-3 3.10-3 3.10-3 3.10-3 3.10-3 (Adulte / 2,15) (2009 : nourrisson / 1,5) CEA/Cadarache Saint-Paul-Lez-Durance [Adulte / 2] 8.10-3 8.10-3 3.10-4 2.10-3 2.10-3 2.10-3 EDF/Chooz Les Pirettes (gymnase) (Adulte (2009 : nourrisson) / 0,75) * * * * 2.10-3 1.10-3 EDF/Dampierre La Maison Neuve, Les Serres (2009) [Adulte / 0,9 (2009 : adulte / 0,7)] * * * * 8.10-4 1.10-3 – Liquides : –3H, –14C, – Iodes: 131I, – Autres produits de fission et d’activation: 54Mn, 58Co, 60Co, 110mAg, 123mTe, 124Sb, 125Sb, 134Cs, 137Cs. –Gaz: –3H, –14C, – Gaz rares: • ventilations (rejets permanents): 133Xe, 135Xe • vidanges de réservoirs « RS »: 85Kr, 131mXe, 133Xe • décompression des bâtiments réacteurs: 41Ar, 133Xe, 135Xe. – Iodes: 131I, 133I, – Autres produits de fission et d’activation: 58Co, 60Co, 134Cs, 137Cs. COMPRENDRE
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