121 CHAPITRE LE CONTRÔLE DES ACTIVITÉS NUCLÉAIRES ET DES EXPOSITIONS AUX RAYONNEMENTS IONISANTS 4 a : pour les installations exploitées par EDF, jusqu’en 2008, seules les valeurs « adultes » étaient calculées. Depuis 2009, la dose du groupe de référence le plus exposé de chaque site parmi deux classes d’âges (adulte ou nourrisson) est mentionnée b : valeur mesurée en limite de site à partir de dosimètres passifs. Un marquage de plusieurs dosimètres a été constaté alors même que l’installation était à l’arrêt. La valeur est donc très surestimée selon l’exploitant. c : l’émissaire des rejets liquides étant géographiquement éloigné de la cheminée de rejets, il est procédé à deux calculs d’impact. Le premier correspond au cumul de l’impact maximal des rejets gazeux et de l’impact maximal des rejets liquides. Le second correspond à un groupe de référence réel. * Informations non fournies par l’exploitant Exploitant/Site Groupe de référence le plus exposé Estimation des doses reçues, en mSv (population/distance 2005 2006 2007 2008 2009 2010 au site en km)a ANDRA/Manche Hameau de La Fosse [Adulte / 2,5] 8.10-4 8.10-4 7.10-4 7.10-4 6.10-4 4.10-4 Pêcheur Goury [Adulte / 8] 7.10-7 8.10-8 9.10-8 5.10-8 8.10-8 8.10-8 EDF/Bugey St Etienne d’Hières sud [Adulte / 0,45] * * * 5.10-4 5.10-4 4.10-4 EDF/Chinon Le Neman [Adulte / 1,25] 3.10-4 3.10-4 2.10-4 4.10-4 4.10-4 4.10-4 EDF/St-Alban Les Crès [Adulte / 1,45] 2.10-4 2.10-4 7.10-5 3.10-4 4.10-4 4.10-4 CEA/Marcoule (ATALANTE, CENTRACO, Codolet PHÉNIX, MÉLOX, CIS-Bio) [Adulte / 2] 4.10-4 4.10-4 5.10-4 4.10-4 4.10-4 3.10-4 EDF/St-Laurent-des-Eaux Port au Vin [Adulte / 0,75] 7.10-5 9.10-5 2.10-4 4.10-4 3.10-4 3.10-4 EDF/Fessenheim Cité EDF (Koechlin) [Adulte, 2010 : nourisson) / 1,2] * * * 8.10-5 8.10-5 1.10-4 ILL/Grenoble Fontaine (rejets gazeux) et Saint-Egrève (rejets liquides) [Nourrisson / 1 (Fontaine); 1,4 (Saint-Egrève)] * * * * 1.10-4 1.10-4 EDF/Creys-Malville Ferme de Chancillon [Adulte, 2010 : nourisson)/ 0,85] * * 1.10-5 2. 10-5 8.10-6 6.10-5 CEA/Fontenay-aux-Roses Fontenay-aux-Roses [Enfant / 1,5] 2.10-5 2.10-5 9.10-6 1.10-5 5.10-6 4.10-6 ANDRA/CSA Pont du CD24 [Enfant / 2,1] 6.10-6 5.10-6 3.10-6 2.10-6 5.10-6 2.10-6 CEA/Grenoble c Fontaine (rejets gazeux) et Saint-Egrève (rejets liquides) [Nourrisson (2004, 2008 : adulte) / 1 (Fontaine); 1,4 (Saint-Egrève)] 7.10-7 2.10-6 7.10-7 1.10-6 3.10-7 3.10-7 Saint-Egrève [Nourrisson (2004, 2007 : adulte) / 1,4 (liquides); 3,9 (gazeux)] 4.10-7 8.10-7 3.10-7 6.10-7 * * Suite du 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 ionisants présentes dans l’installation. Ces éléments constituent le « terme source ». L’estimation est effectuée par rapport à un ou plusieurs groupes de référence identifiés. Il s’agit de groupes homogènes de personnes recevant la dose moyenne la plus élevée parmi l’ensemble de la population exposée à une installation donnée selon des scénarios réalistes. Cette catégorie de population (adulte, nourrisson, enfant) n’est pas la même d’un site à l’autre et d’une année à l’autre, de même que la distance du groupe au site. Enfin, l’estimation est réalisée selon des paramètres de modélisation comme par exemple les données météorologiques (rose des vents observée localement). L’ensemble de ces paramètres, qui sont spécifiques à chaque site, explique la plus grande partie des différences observées d’un site à l’autre et d’une année sur l’autre. Pour chacun des sites nucléaires présentés, l’impact radiologique reste très inférieur à 1 % de la limite pour le public de 1 mSv par an. L’ASN considère en conséquence qu’en France les rejets produits par l’industrie nucléaire ont un impact radiologique extrêmement faible. 3I 4 Tirer les enseignements des événements significatifs 3I 4 I 1 La démarche de détection et d’analyse des anomalies Historique Les conventions internationales ratifiées par la France (article 9v de la convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs du 5 septembre 1997 ; article 19vi de la convention sur la sûreté nucléaire du 20 septembre 1994) imposent aux exploitants d’INB de mettre en œuvre un système fiable de détection des anomalies qui peuvent survenir, telles que des défaillances de matériels ou des erreurs d’application des règles d’exploitation. Ce système doit permettre de déceler de manière précoce tout fonctionnement anormal. Il participe à la défense en profondeur. Ces anomalies doivent être déclarées à l’ASN. Sur la base d’une expérience de vingt ans, l’ASN a jugé utile de transposer à la radioprotection et à la protection de l’environnement cette démarche, initialement limitée à la sûreté nucléaire. À cet effet, l’ASN a élaboré deux guides qui définissent les principes et rappellent les obligations des exploitants en matière de déclaration d’incident et d’accident : – le guide du 21 octobre 2005 regroupe les dispositions
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