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RT 2 – Risque nucléaire

Dernière mise à jour : 31 décembre 2015

 Sommaire :

 

1  Les installations à l’origine de risques nucléaires

Le risque d’accident nucléaire provient principalement :

  • des réacteurs nucléaires de production électrique (centrales électronucléaires),
  • des usines ou installations destinées à fournir le combustible de ces centrales et à le retraiter et à conditionner et entreposer les déchets (installations dites du « cycle du combustible »),
  • des installations de recherche du domaine nucléaire.

La nature et l’intensité du risque dépendent fortement de la nature et des quantités de matière mises en œuvre ainsi que de leur activité radiologique.

Peuvent de même être générateurs d’accidents conduisant à des rejets de substances radioactives :

  • les centres de stockage de déchets radioactifs,
  • les transports de matières radioactives,
  • l’utilisation de radioéléments dans certaines applications industrielles (gammagraphes pour le contrôle des soudures par exemple),
  • certaines installations ou substances radioactives à usage médical (appareils ou substances radioactives utilisées pour la radiothérapie ou le radiodiagnostic en particulier).

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2  Nature et effets des rayonnements ionisants

2.1  Irradiation externe

Une source radioactive émet des rayonnements ionisants. Si un individu séjourne à proximité, ces rayonnements peuvent l’atteindre, il est soumis à une irradiation externe. S’il s’éloigne de la source, l’irradiation diminue. Plus il reste longtemps au voisinage de la source, plus son irradiation externe sera importante.

Si des écrans de protection sont interposés entre la source et les personnes  (ou si des blindages sont mis autour de la source), ils diminuent (éventuellement suppriment) l’irradiation. Ces écrans ou blindages devront être d’épaisseurs et de matériaux adaptés à la nature et à l’intensité des rayonnements émis par la source.

Ecran de protection contre les rayonnements suivant le type de rayonnement (α : alpha, β : beta, γ : gamma)

 

2.2  Contamination et irradiation interne

Des éléments radioactifs peuvent être rejetés accidentellement dans l’environnement. Ceux-ci sont transportés au gré des vents, dilués, on peut en retrouver des traces, souvent très loin de leurs lieux d’émission : on dit qu’il y a eu contamination de l’air.

En respirant cet air contaminé, les individus risquent d’absorber des particules radioactives véhiculées par l’air, on dit qu’il y a inhalation d’éléments radioactifs.

Une certaine quantité de particules radioactives potentiellement véhiculées par l’air se redépose sur le sol, sur les végétaux, dans l’eau des cours d’eau ou lacs, s’infiltrent dans les nappes phréatiques, il y a contamination de l’environnement.

Si les individus consomment des légumes sur lesquels se sont déposées des particules radioactives ou ayant été cultivées sur un sol contaminé, ils sont susceptibles d’ingérer une partie de leur radioactivité.

Les éléments radioactifs inhalés ou ingérés circulent dans notre organisme et certains vont se fixer temporairement sur certains de nos organes. On dit qu’il y a contamination interne de l’organisme.

Petit à petit, les éléments radioactifs fixés à l’intérieur de l’organisme s’éliminent par les phénomènes biologiques naturels (ils se retrouvent dans les urines et les fèces, et la mesure de la radioactivité de ceux-ci permet de déceler et d’estimer la contamination interne). Durant le temps où ils restent dans notre organisme, ces éléments radioactifs émettent, bien entendu, des rayonnements ionisants qui irradient de l’intérieur les organes où ils sont temporairement fixés : il y a irradiation interne.

Pour la même dose équivalente de rayonnement reçue, que ce soit par irradiation interne ou externe, le dégât biologique est le même. En revanche, une source donnée entraînera une dose absorbée par une personne exposée aux rayonnements de cette source beaucoup plus forte si la source s’est fixée à l’intérieur de l’organisme de cette personne (par suite, par exemple, de l’ingestion d’aliments sur lesquels elle s’était déposée), que si la dite source reste extérieure à l’organisme et l’irradie de l’extérieur. Le dégât biologique sera donc plus important dans le premier cas (source à l’intérieur, c’est-à-dire contamination interne de l’organisme) que dans le second.

Dans le cas d’une exposition externe, l’irradiation cesse dés que l’on retire la source de rayonnements. Dans le cas d’une contamination interne par ingestion ou inhalation, l’irradiation dure tant que l’organisme n’a pas éliminé la source. Il est donc important de prévenir les risques de contamination interne des individus.

Les rayonnements ionisants sont susceptibles d’altérer les cellules de l’organisme et les dégâts biologiques causés par une irradiation se traduisent pour les personnes concernées par différents types d’effets suivant l’importance de cette irradiation.

Pour de fortes doses d’irradiation, au dessus d’un certain seuil, on constate, lorsque la dose augmente, des effets qui vont de la simple modification de la formule sanguine à un décès pour des doses importantes. Ce sont les effets dits « non aléatoires » (ou encore non stochastiques). Pour les faibles doses d’irradiation (en dessous du seuil à partir duquel apparaissent les effets non aléatoires), on a des effets dits « aléatoires » (ou encore stochastiques) qui se traduisent par une augmentation dans le temps de la fréquence des cancers observés et des défauts génétiques dans une population irradiée. Cette fréquence augmente avec la dose reçue. On a admis dans un but de sécurité que la relation entre effets aléatoires et dose d’irradiation était linéaire (effet sans seuil), bien qu’il existe des seuils en dessous desquels aucun effet n’a pu être mis en évidence.

 

2.3  Les types d’accidents

2.3.1 Accidents d’irradiation

Ils se produisent lorsqu’une source radioactive solide de forte radioactivité est sortie de ses protections et se retrouve à proximité d’individus non protégés. Les accidents peuvent se produire dans les cas suivants :

Accidents de transport :

Plusieurs centaines de milliers de sources radioactives sont transportées journellement par route, rail, bateau, voire avion. Les emballages de ces sources les plus actives, constitués de blindages importants tenant compte de leur dangerosité réduisent les rayonnements jusqu’au niveau prévu par la réglementation des transports. Ils sont conçus et testés de façon à résister à tout accident de transport possible, y compris un incendie. Cependant, il ne peut être totalement exclu qu’au cours d’un accident, une source ne sorte de son emballage. Des plans de secours sont prévus pour gérer ces situations si elles se produisent.

Utilisations industrielles de radioéléments :

Les appareils de contrôle des soudures (gammagraphes) sont, de par leur nombre, à l’origine des incidents les plus fréquents : la source radioactive relativement intense est sortie de son conteneur de protection pour effectuer le contrôle de soudure. Il arrive que le mécanisme assurant la rentrée de la source se bloque. Il en résulte une zone autour de la source où règne un danger d’irradiation.

Ces gammagraphes peuvent, d’autre part, être égarés, volés, la source peut s’en être détachée sans que l’opérateur s’en aperçoive. Il y a, lors de tels événements, risque d’irradiation grave pour toute personne non avertie manipulant l’appareil ou la source (une part importante des irradiés graves dans le monde l’a été au cours de tels incidents).

Utilisations médicales de sources radioactives ou d’appareils de radiothérapie :

Certains appareils de radiothérapie contiennent des sources de forte radioactivité (cobalt 60). Ils peuvent donner lieu à des accidents de même type que ceux indiqués au paragraphe précédent.

Éventuellement, ils peuvent être à l’origine d’un accident non seulement d’irradiation mais aussi de contamination grave lorsque leur suivi jusqu’à leur déclassement n’est pas assuré rigoureusement (accident de Goiana au Brésil).

 

Accident de Goiana :Le 13 septembre1987 fut dérobé dans une clinique désaffectée de Goiana (Brésil), un appareil de radiothérapie contenant une source de Césium137. L’appareil fut vendu à un ferrailleur qui le démantela et, ignorant le danger, découpa la source. Le Césium radioactif présent dans la source sous forme de chlorure de Césium en poudre se répandit dans l’environnement et contamina les personnes qui avaient manipulé l’appareil et la source ou avaient séjourné à proximité. Ces personnes subirent des irradiations importantes externes et internes par inhalation et ingestion de la poudre. Vingt personnes, présentant les symptômes d’une irradiation grave, furent hospitalisées. Quatre décédèrent, les autres durent subir des interventions chirurgicales lourdes. La contamination fut retrouvée dans une large zone de l’agglomération : 200 personnes furent évacuées et certaines maisons démolies, certains produits alimentaires retirés de la consommation. La décontamination dura jusqu’en mars 1988.

 

2.3.2  Accident de contamination et d’irradiation

C’est la situation d’accident qu’il conviendrait de gérer en cas d’accident majeur. Elle survient lorsque des produits fortement radioactifs sortent des enceintes qui ont été prévues pour les confiner et se répandent dans l’environnement. Il y a alors contamination de l’environnement, irradiation externe des personnes qui se trouvent dans cet environnement, puis ingestion et/ou inhalation d’une fraction de cette radioactivité par la respiration ou par la consommation de produits contaminés, et irradiation interne par la radioactivité qui a été ainsi incorporée.

Les installations de fabrication et de retraitement du combustible nucléaire, les installations de fabrication des combustibles nucléaires, d’enrichissement de l’uranium, le transport de matières radioactives, les laboratoires de recherche qui utilisent des matières radioactives, peuvent être à l’origine de tels accidents.

De même une contamination perceptible de l’environnement peut avoir par exemple pour origine une centrale électronucléaire située hors des frontières nationales (exemple : Tchernobyl, Fukushima-Daiichi).


Pour permettre de donner une indication sur la gravité d’un accident nucléaire, l’Agence internationale pour l’énergie atomique (AIEA) a mis en vigueur une échelle de gravité (dans le même esprit que l’échelle d’intensité des séismes) graduée de 1 à 7.

 

 

 

 

 

Les 7 niveaux de l’échelle INESNiveau 1
Simple anomalie de fonctionnement sur une installation nucléaire, sans conséquence radioactive.Niveau 2
Incidents techniques affectant de façon importante les dispositions de sûreté ou entraînant un dépassement des normes d’irradiation annuelles pour un travailleur.
Exemple : incident de barillet de Superphénix.Niveau 3
Incidents graves affectant la sûreté de l’installation et/ou conduisant à des rejets radioactifs dans l’environnement supérieurs aux limites autorisées et/ou à des irradiations graves pour un ou des travailleurs.Niveau 4
Accident répondant à l’un ou plusieurs des critères suivants : rejets ne comportant pas de risques importants hors du site, détérioration du cœur nucléaire, irradiation ou contamination d’un ou plusieurs travailleurs pouvant conduire à un décès.Niveau 5
Accident présentant des risques pour l’environnement conduisant au déclenchement du plan particulier d’intervention (PPI) et des dispositions de protection de l’extérieur du site en raison de risques de rejets radioactifs importants. Endommagement grave de l’installation nucléaire entraînant le relâchement de grandes quantités de radioéléments dans l’installation.
Exemple : accidents survenus à la centrale américaine de Three Mile Island en 1979 et à la centrale britannique de Windscale en 1957.

Niveau 6
Accident grave entraînant de très importants rejets radioactifs à l’extérieur (une part significative de la radioactivité contenue dans un cœur de réacteur).
Exemple : installations de recueil d’effluents liquides de forte radioactivité de Kysthym en Russie (accident en 1957).

Niveau 7
Accident majeur conduisant au rejet dans l’environnement d’une part importante des éléments radioactifs contenus dans le cœur d’un réacteur. Rejets conduisant à des effets graves pour l’environnement et la santé des populations dans un rayon vaste de l’installation.
Exemple : accident de la centrale nucléaire de Tchernobyl le 26 avril 1986. Accident de Fukushima  le 11 mars 2011

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3  Réglementation

3.1  Les installations nucléaires de base (INB)

Les installations importantes dans le domaine du nucléaire sont classées « installations nucléaires de base » par le Code de l’environnement.

Ces installations sont placées sous le contrôle de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) qui est une autorité administrative indépendante, chargée d’assurer, au nom de l’Etat, le contrôle de la sureté nucléaire et de la radioprotection en France, pour protéger, les travailleurs, les patients, le public et l’environnement des risques liés à l’utilisation du nucléaire. Elle contribue également à l’information du public.

L’ASN a réparti les INB en trois catégories (Décision 2015-DC-0523 du 29/09-2015) numérotées de 1 à 3 par ordre décroissant d’importance des risques et inconvénients qu’elles présentent pour les intérêts mentionnés à l’article L 593-1 du code de l’environnement de façon à moduler l’application des règles de INB de façon proportionnée à l’importance des risques ou inconvénients présentés par l’installation.

La réglementation des INB peut être consultée sur le site du ministère chargé de l’Environnement, où sont explicités :

  • les règles relatives à la création et l’exploitation, l’arrêt, le démantèlement d’une INB
  • le zonage déchets et traçabilité des filières de gestion des déchets


Le dossier nucléaire sur le site du ministère en charge de l’Environnement

 

3.2  La protection des travailleurs et du public contre le rayonnements ionisants

La réglementation nationale prévoit les dispositions qui doivent être prises pour protéger les travailleurs du nucléaire et la population autour des installations nucléaires, contre les dangers éventuels de ces installations.

Fait assez rare, les réglementations nationales en la matière sont assez homogènes d’un pays à l’autre. Ceci résulte de la manière dont elles sont élaborées.

A l’origine de ces règles, on trouve un organisme international, la Commission internationale de protection contre le rayonnement (CIPR), association non gouvernementale créée en 1928.

Cette commission se tient en permanence au courant de tous les travaux mondiaux en radioprotection et en radiobiologie et après examen des résultats scientifiques et réflexion, en tire des recommandations dont la pertinence a toujours été unanimement reconnue et qui sont donc reprises par divers organismes internationaux officiels : Agence internationale pour l’énergie atomique (AIEA dont le siège est à Vienne) et en ce qui nous concerne par la Commission des Communautés européennes. La CEE en tire des directives qui doivent être reprises dans la législation des états membres. La France applique donc ces recommandations.

La réglementation française en la matière fait l’objet d’articles dans le Code du travail et le Code de la santé publique résultant du décret 2007 – 1570 du 5 novembre 2007 pris en application de la loi sur la transparence et la sécurité nucléaire (loi TSN 2006 – 286 du 13 juin 2006).

Les limites d’exposition pour les travailleurs et la population y sont indiquées et modifiées par la directive européenne du 5/12-2013. Elles sont données dans le tableau suivant.

 

Limites d’exposition aux rayonnements ionisants Public Travailleurs directement exposés
Limite de dose équivalente au corps entier

1 mSv/an

20 mSv/an

Limite de dose équivalente aux extrémités (doigts, bras, pieds)

500 mSv/an

Limite de dose équivalente au cristallin

-15 mSv/an

50 mSv/an

Limite de dose équivalente à la peau (dose moyenne sur 1 cm2)

50 mSv/an

500 mSv/an

 

Code de la santé publique, partie législative Livre III- Titre III- Chapitre III. Directive du Conseil de l’Europe du 5/12-2013 (J.O. du 17/01-2014).

 

 

A noter que cette réglementation ne s’applique pas aux personnes exposées à des rayonnements ionisants à des fins médicales ou médico-légales pour lesquelles la Communauté européenne a édité la directive 97-43 Euratom du 30 juin 1997 relative à la protection sanitaire des personnes contre les dangers des rayonnements ionisants lors d’exploitations à des fins médicales, directive transposée dans la législation française par le décret 2003-270 du 24 mars 2003 qui sur ce chapitre modifie le Code de la santé publique. Un arrêté du 12 février 2004 fixe des niveaux de référence à ne pas dépasser pour les actes de radiologie et de médecine nucléaire.

Pour information, les valeurs de l’irradiation naturelle ou non, à laquelle nous sommes soumis en permanence, sont données dans le tableau suivant :

 

Exposition en millisieverts/an Valeurs  moyennes Valeurs courantesen France Valeurs extrêmesdans le monde
Radioactivité NaturelleExposition externeOrigine cosmiqueOrigine terrestreExposition internePotassium 40Plomb, Bismuth, PoloniumRadon et descendants 0,360,410,180,121,26 0,3 à 20,05–1,50,2-60 55 (cosmonautes)175(Brésil) 400(Iran)500(Suède, France)
Total 2,33
Radioactivité due aux activités humainesOrigine médicaleIndustrie nucléaireEssais nucléairesTotal 10,020,11,12
Total général 3,45

D’après la radioactivité dans L’environnement Société française de radioprotection

 

En cas d’accident nucléaire et de contamination de l’environnement, la Commission européenne a fixé les niveaux maximum admissibles de contamination radioactive des denrées alimentaires qui sont données dans le tableau suivant.

 

Denrée alimentaire (Bq/kg)

Aliments pour nourrissons

Produits laitiers

Autres denrées alimentaires, à l’exception des denrées alimentaires de moindre importance

Liquides alimentaires

Isotope de strontium, notamment Sr-90

75

125

750

125

Isotopes de l’iode, notamment I-131

150

500

2 000

500

Isotopes de plutonium et des éléments transplutoniens à émissions alpha, notamment Pu-239 et Am-241

1

20

80

20

Tout autre nucléide à période radioactive supérieure à 10 jours

400

1 000

1 250

1 000

 

3.3  Les transports de substances radioactives

Le développement de l’énergie nucléaire et de l’utilisation de radioéléments à des fins médicales, entraîne sur le territoire national un flux de transports d’éléments radioactifs importants.

La réglementation des transports de matières dangereuses repose sur l’accord européen relatif au transport international des marchandises dangereuses par route signée à Genève le 30 septembre 1957 et publié par le décret n°60-794 du 22 juin 1960. Les dispositions de ce décret sont reprises et complétées dans la législation française par l’arrêté du 1er juin 2001 (dit arrêté « ADR »), qui réglemente les transports par route.

Les transports de matières radioactives sont soumis au contrôle de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN).

De la même façon, les dispositions pour le transports de marchandises dangereuses par voie ferrée sont reprises dans la législation française par l’arrêté du 5 juin 2001 (dit arrêté « RID ») modifié par l’arrêté du 5 décembre 2002 et celui du 8 juillet 2005.

Les transports par voie fluviale sont régis par un arrêté du 5 décembre 2002 (dit arrêté « ADNR ») modifié.


Page sur la réglementation nationale du dossier TMD sur le site du ministère en charge de l’Environnement

Les types d’emballages pour les matières radioactives transportées ont été définis par l’Agence internationale pour l’énergie atomique (AIEA) qui a défini les essais auxquels ces emballages doivent être soumis et les contrôles à effectuer (Regulation for the safe transport of radioactive materials TSR.1). Ces exigences sont en France, sous le contrôle de l’ASN qui a édité des guides pour ces types de transport.


Page sur les principes de sûreté pour le transport des matières radioactives sur le site de l’ASN

 

3.4  Les rejets d’effluents radioactifs et de prélèvement d’eau

En fonctionnement normal, une INB est généralement amenée à effectuer dans l’environnement des rejets liquides et/ou gazeux, très faiblement radioactifs. Ces rejets doivent être autorisés officiellement au titre d’une décision d’autorisation de rejets pris à la demande de l’exploitant, homologuée par les ministres en charge de la sûreté nucléaire. Cette décision réglemente les prélèvements d’eau et les rejets d’effluents (décret n°95-540 du 6 mai 1995 relatif aux rejets d’effluents liquides et gazeux et aux prélèvements d’eau des INB arrêté du 7 février 2012 et arrêté du 9août 2013). Son instruction prévoit la tenue d’une conférence administrative (CODERST) au niveau de la Préfecture, entre les services départementaux intéressés et une enquête publique. L’exploitant établit annuellement  présentant l’impact de son installation sur l’environnement au cours de l’année. Ce rapport est communiqué à la CLI.

 

3.5  Matière et déchets radioactifs

La loi 2006-739 du 28 juin 2006 du programme, relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs, intégrée dans le Code de l’environnement (chapitre II du titre IV du Livre V) fixe le programme de recherche et d’études pour les déchets radioactifs à vie longue et de moyenne ou haute activité (article L 542-1). L’article L 542-1-2 institue un plan national de gestion des matières et déchets radioactifs (PNGMDR) mis à jour tous les trois ans. Ce plan recense les matières et déchets présent dans les installations et les besoins prévisibles d’installations d’entreposage ou de stockage, précise les capacités nécessaires pour ces installations, les durées d’entreposage et pour les déchets radioactifs qui ne font pas encore l’objet d’un mode de gestion définitif, détermine les objectifs à atteindre.

Ainsi le PNGMDR pour 2010 – 2012 définit, suivant leurs caractéristiques (activité, durée de vie), leur mode de gestion. Celui-ci est donné dans le tableau suivant :

 

Vie Très Courte (période < 100 jours) Vie Courte (période ≤ 31 ans) Vie Longue (période > 31 ans)
Très Faible Activité (TFA) Gestion par décroissance radioactive sur le site de production puis élimination dans les filières conventionnelles Stockage de surface
(Centre de stockage des déchets de très faible activité de l’Aube)
Faible Activité (FA) Stockage de surface
(Centre de stockage des déchets de faible et moyenne activité de l’Aube)
Stockage à faible profondeur
(à l’étude dans le cadre de la loi du 28 juin 2006)
Moyenne Activité (MA)
Haute Activité (HA) Stockage profond
(à l’étude dans le cadre de la loi du 28 juin 2006)

L’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA) établit un état des stocks de déchets et matières radioactives. Le tableau suivant donne les volumes de déchets présents sur le territoire national en fin 2007 ainsi que les prévisions pour la fin 2030.

 

(EN M3 EQUIVALENT CONDITIONNE) VOLUMES A FIN 2007 VOLUMES PREVISIONNELS A FIN 2030
H-A 2 293 5 060
MA-VL 41 757 51 009
FA-VL 82 536 151 876
FMA-VC 792 695 1 174 193
TFA 231 688 869 331
TOTAL 1 150 969 2 251 449

 

Le problème donnant lieu à le plus de débats, tant au niveau national qu’international, est celui du stockage des déchets de moyenne activité et de haute activité à vie longue (MA-VL – HA-VL). La solution envisagée en France est le stockage réversible profond. Les recherches de faisabilité d’un site pour un tel stockage sont menées dans un laboratoire souterrain de Meuse/Haute Marne. L’objectif est une mise en service en 2025. Le Code de l’environnement prenant en compte la loi du 28 juin 2006 précédemment citée, fixe les modalités d’étude de concertation en vue de sa réalisation et de son financement. Ainsi au titre de la concertation avec la population, est prévue auprès d’un site envisagé pour un stockage profond de déchets, un comité local d’information et de suivi (CLIS) comportant en particulier, des représentants des élus locaux, des syndicats et organisations professionnelles et des associations de protection de l’environnement.

Enfin, la loi précitée impose aux exploitants d’installations nucléaires l’évaluation de la charge financière résultant du démantèlement de leur installation ainsi que de la gestion du stockage de leurs déchets. Ils ont obligation de constituer des provisions correspondant à ces charges.

 

3.6  Responsabilité civile dans le domaine de l’énergie nucléaire

Les dispositions prises en matière de responsabilité civile fixant les montants des indemnités dont sont redevables les exploitants pour couvrir les dommages consécutifs à un accident sur leurs installations, résultent de la convention de Paris du 29 juillet 1960 et d’une convention complémentaire signée à Bruxelles le 31 janvier 1963. La loi 68-943 du 30 octobre 1968 fixe le protocole additionnel concernant la France. Cette loi a été incorporée dans le Code de l’environnement depuis le 6 janvier 2012 (ordonnance 2012.6 du 5 janvier 2012 – J.O. du 6 janvier 2012)

Sa disposition principale en est que l’exploitant a la responsabilité de couvrir les dommages causés jusqu’à un montant fixé par les conventions précédemment citées et qu’au delà, les victimes sont indemnisées par l’Etat.

 

3.7  Maîtrise de l’urbanisation autour des installations nucléaires

La circulaire du 17 février 2010 du Ministère de l’Ecologie, de l’Energie du Développement durable et de la Mer (MEDDTL), relative à la maitrise des activités au voisinage des installations nucléaires de base (INB) susceptibles de présenter des dangers à l’extérieur du site, indique que la maitrise de l’urbanisation autour de ces installations est réalisé par le biais de servitudes d’utilité publique (SUP) conformément à la loi TSN du 13 juin 2006 déjà citée.

Les modalités de ces servitudes d’utilité publique sont précisées dans le décret 2007 – 1557 du 2 novembre 2007 (titre VI). Ainsi le projet de SUP est examiné par le conseil départemental de l’environnement et des risques sanitaires et technologiques (CODERST) au cours d’une réunion à laquelle les maires des communes concernées peuvent assister et y présenter leurs observations.

La circulaire citée ci-dessus, indique que dans la zone de danger immédiat (accident à cinétique rapide), le préfet communique aux communes ou EPCI concernées au porté à connaissance (PAC) des caractéristiques techniques des risques engendrées par l’installation en cause. Ces risques doivent alors être pris en compte dans les documents d’urbanisme qui sont de la responsabilité des collectivités territoriales (permis de construire, PLU, SCOT), documents qui doivent être communiqués au préfet qui en contrôle la légalité et la prise en compte des risques impactant le territoire concerné. S’agissant du risque nucléaire, le préfet consulte pour avis l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN).

Un projet de guide relatif à la maitrise des activités au voisinage des INB élaboré par l’ASN et le MEDDTL est soumis actuellement à une consultation du public.

 

3.8  L’information du public

En application du Code de l’environnement (CE R 125-10/11), le préfet établit un dossier départemental des risques majeurs (DDRM) qui répertorie pour chaque commune les risques majeurs auxquels est exposé son territoire. Pour toute commune où s’applique notamment dans le cas du risque nucléaire, un plan particulier d’intervention (PPI), plan établi par le préfet, le maire des communes concernées doit faire connaître l’existence de ces risques à la population. Il réalise alors un dossier d’information communal sur les risques majeurs (DICRIM). Dans les zones PPI nucléaire, le préfet fait également réaliser aux frais de l’exploitant de l’installation, une plaquette identifiant ces risques, leur localisation la manière dont la population serait alertée et les consignes à appliquer en cas de survenance d’un accident qui est diffusée à tous les habitants. De plus, le maire doit préalablement s’organiser pour faire face à une situation de crise en élaborant un plan communal de sauvegarde (PCS). Tous ces éléments doivent pouvoir être consultés en mairie par le public. Il doit de même, faire réaliser des affiches donnant les consignes de sécurité en cas d’accidents et les faire apposer dans tous les lieux publics et dans les immeubles de plus de 15 logements.

Au titre de la loi TSN déjà citée, doivent être créées autour des INB, des commissions locales d’information (CLI), à l’initiative et sous la tutelle du conseil général du département d’implantation de l’installation. Cette loi définit la composition et les compétences des CLI. Le fonctionnement de ces CLI est fixé par le décret n°2008-251 du 12 mars 2008.

La loi TSN précitée crée un haut comité pour la transparence et l’information sur la sécurité nucléaire composé de représentants de l’État, de l’Assemblée nationale, des CLI, des associations de défense de l’environnement, des exploitants d’installations nucléaires, des syndicats et de personnes compétentes. Ce haut comité est une instance d’information, de concertation et de débat sur les risques liés aux activités nucléaires, concernant leur impact sur la santé des personnes, sur l’environnement et sur la sécurité nucléaire.

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4  Prévention et mesures de protection

La sûreté des INB repose, pour une large part, sur les dispositions techniques prises par les exploitants et imposées par la réglementation.

La loi TSN, reprise dans le Code de l’environnement (CE L 125-10/40) a institué l’ASN en tant qu’autorité indépendante chargée par l’Etat du contrôle des installations et de la protection des travailleurs, des patients du public  et de l’environnement contre les risques liés aux rayonnements ionisants.

Comme pour le risque industriel, la prévention du risque nucléaire repose sur quatre axes.

 

4.1  Premier axe : la réduction du risque à la source

La sécurité d’une installation est assurée par :

  • sa conception : pour s’opposer à la dissémination des produits radioactifs contenus dans une installation, on interpose en cascades plusieurs  » barrières étanches  » prévues pour prévenir l’occurrence d’un accident et en limiter les effets.
  • la qualité de la réalisation : chacune de ces barrières ainsi que tous les éléments de l’installation importants pour la sûreté ont été conçus et calculés pour résister à tout événement considéré comme raisonnablement imaginable. En particulier, le bâtiment du réacteur (enceinte de béton) a été prévu pour résister aux événements naturels extérieurs probables sur le site (tremblements de terre, inondations…). Ces enceintes ne sont cependant pas faites pour résister à l’impact direct d’un avion de ligne.
  • la surveillance : Au cours de l’exploitation, tous les phénomènes physiques essentiels de l’installation sont en permanence surveillés, mesurés et analysés. Le fonctionnement régulier de l’installation est à tout instant assuré par des systèmes automatiques et/ou manuels, soumis à des règles strictes d’assurance de la qualité définies par un arrêté ministériel du 10 août 1984. Les dysfonctionnements (événements, incidents, accidents) font l’objet d’analyses systématiques pour en tirer les enseignements et prendre les mesures correctives nécessaires. Cette rétroanalyse constitue le retour d’expérience (REX).
  • l’action des systèmes de sécurité : tout événement anormal déclenche automatiquement des systèmes de sécurité. Tous ces systèmes sont doublés voire triplés. C’est le principe de redondance.
  • la prise en compte des facteurs humains : formation du personnel, contrôle des connaissances et entraînement sur simulateur habituent le personnel à réagir efficacement à toute situation d’exploitation incidentelle ou accidentelle.

Toutes ces dispositions doivent être décrites dans le rapport de sûreté de l’installation, rapport examiné et vérifié par l’ASN. Ce rapport doit comporter une étude des risques, recensant les types d’accidents possibles, leur extension et leurs conséquences. L’exploitant doit aussi mettre en place un plan d’urgence interne (PUI) où les scénarios d’accidents sont étudiés et où des mesures de lutte sont définies.

 

4.2  Deuxième axe : la maîtrise de l’urbanisation

D’une manière générale, le choix d’un site d’implantation d’une installation importante telle une centrale électronucléaire tient compte de l’urbanisation existante. Ainsi, les sites retenus sont en général à faible densité de population. Ceci étant, de la même façon que pour le risque industriel, un certain nombre de servitudes d’utilité publique (CE L 593 5) peuvent être imposées autour de l’installation, en particulier dans le voisinage immédiat. De même, une non densification de la population est recherchée et la construction d’établissements recevant du public (tout particulièrement les établissements scolaires) est à éviter.

Le Code de l’environnement, impose aux communes de prendre en compte les risques technologiques dans leur plan local d’urbanisme (PLU). Le maire est donc tenu d’introduire ces limitations dans ses documents d’urbanisme.


Fiche R1 : Prévention des risques majeurs : rôles du maire et/ou du président de l’EPCI et de l’Etat

 

De plus, l’arrêté du 22 juillet 2004, relatif aux modalités de gestion du risque lié au radon dans les lieux ouverts au public, oblige dans les départements listés en annexe de l’arrêté, les propriétaires des lieux ouverts aux publics (établissements d’enseignement, établissement sanitaires) à faire procéder à des mesures de radon et à mettre en œuvre des moyens de réduction de cette teneur si celle-ci dépasse certains niveaux. Le maire est donc directement concerné pour les établissements appartenant à la commune (écoles en particulier).

 

4.3  Troisième axe : l’organisation des secours

La réglementation impose à l’exploitant, comme vu précédemment, d’élaborer un plan d’urgence interne (PUI) afin de prévoir l’organisation interne à mettre en place au sein de son établissement en cas d’accident pour en limiter les conséquences, et ramener son installation dans un état sûr.

A partir de l’étude des risques  et du PUI, pour le cas où  surviendrait un accident débordant des limites du site, le préfet doit établir, pour le cas où surviendrait un accident débordant les limites du site, un plan particulier d’intervention (PPI) prévoyant l’organisation des secours qu’il mettrait en place pour assurer la protection de la population et de l’environnement.

Un paragraphe du PPI fixe les missions qui seraient confiées aux maires des communes concernées


Fiche DGv1 : Organisation de la sécurité civile

 

Si un accident nucléaire nécessitait le déclenchement du PPI, une organisation de crise spécifique, afin d’apporter son concours au préfet, se mettrait alors en place au niveau national. Elle serait également chargée de traiter les problèmes pouvant se poser au niveau national, compte tenu du fait qu’un accident nucléaire peut toucher des territoires étendus et rencontre toujours auprès de la population une résonance nationale voire internationale.

En application de la circulaire DGS/DUS/DSC/2011/64/du 11 juillet 2011, des comprimés d’iode stable (non radioactif) sont distribués à la population, par les exploitants d’installations nucléaires susceptibles de relâcher de l’iode en situation d’accident (essentiellement les réacteurs électronucléaires), dans les communes touchées par le PPI de la dite installation. Dans le reste du territoire national, des comprimes d’iode seraient distribués à la population en cas de besoin. Le responsable de ce site dit »grossiste répartiteur » a, en cas d’accident, la responsabilité de livrer les comprimés d’iode nécessaire à des « sites de rupture de charge » désignés par le préfet. Les maires de chaque commune sont chargés de l’approvisionnement de leur commune auprès du site auquel sa commune est rattachée et d’organiser la distribution de ces comprimés à sa population. Ces dispositions doivent être intégrées dans le Plan communal de sauvegarde (PCS) de la commune.

Le détail des modalités de ce système de distribution est donne dans la circulaire précitée.

Ces comprimés seraient à absorber sur ordre du préfet au cas où un accident sur la centrale pourrait conduire à des rejets d’iode radioactif dans l’atmosphère. L’absorption de cet iode stable se fixant sur la thyroïde aurait pour effet d’empêcher que celle-ci  ne fixe ultérieurement l’iode radioactif rejeté par la centrale accidentée, et éviterait ainsi l’irradiation de cette glande. Par circulaire du Ministère de l’intérieur, des stocks de proximité doivent être constitués dans les zones en dehors du cercle des 10 km pour distribution éventuelle en cas de nécessité, aux populations les plus sensibles (enfants, jeunes…) circulaire DGS/SD7 no 2001-549 du 14.11.2001).

 

4.4  Quatrième axe : l’information préventive

En application des lois de septembre 2004 sur la modernisation de la sécurité civile, les exploitants d’installations nucléaires de base doivent effectuer tous les cinq ans, sous contrôle du préfet, une information de la population habitant à l’intérieur des cercles à risques (cercles PPI). Cette information doit porter sur la nature du risque et les consignes à appliquer en cas d’accident.


Fiche DGi1 : Information préventive des populations

 

Comme indiqué dans le paragraphe ‘réglementation’, le maire des communes concernées réalise le DICRIM contenant entre autre, le PCS de sa commune.


Fiche R7 : Responsabilités du maire en matière d’information préventive

 


Fiche R8 : Plan Communal de Sauvegarde (PCS)

 

Le droit à l’information de la population, déjà garanti par une série d’articles du Code de l’environnement (article L. 124-1 à 6), a été réaffirmé pour le risque nucléaire, dans l’article 22 de la loi TSN, et repris dans le Code de l’environnement (CE L 125-10/40), notamment  en instituant l’ASN en tant qu’autorité indépendante, ainsi que les CLI qui étaient jusque là dépourvues d’un cadre réglementaire.

La loi TSN, en son article 22, prévoit en effet l’institution de commissions locales d’information (CLI) sur chaque site nucléaire. Ces commissions ont pour rôle de recueillir et de diffuser auprès de la population toutes les informations concernant le fonctionnement, les incidents, l’impact sur l’environnement des rejets de l’installation ainsi que toutes autres informations contribuant à assurer vis à vis du public, la transparence de la vie de l’installation.

Ces commissions avaient été instaurées par une circulaire du premier ministre du 15 décembre 1981. Elles sont créées à l’initiative et sous l’autorité des conseils généraux autour de chaque centrale électronucléaire et éventuellement de toute installation nucléaire de base importante (centre de recherche ou installations de stockage de déchets par exemple). Elles peuvent prendre la forme juridique d’association.

Elles sont composées des élus du secteur concerné (maires, conseillers généraux, parlementaires), de représentants des organisations syndicales et agricoles, de représentants des associations, de représentants des médias et de personnalités qualifiées, de représentants de l’exploitant.

A l’échelon national, l’ASN, institution indépendante en vertu de la loi TSN, est chargée entre autres de contribuer à l’information du public sur les problèmes se rapportant à la sûreté nucléaire et à la radioprotection.
Un certain nombre de supports consultables par ceux qui le désirent permettent d’avoir une information sur la radioactivité de l’environnement, les rejets effectués par les INB, les incidents survenus. Les lettres de suite des inspections de l’ASN sont également consultables sur le site de l’ASN.

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Pour en savoir plus :


Site de l’ASN

 


La revue « Contrôle » (périodique de l’ASN) sur le site de l’ASN

 


Site de l’IRSN

 


Page sur l’accident nucléaire sur le portail interministériel des risques majeurs

 


Page sur le risque nucléaire sur le site Risques majeurs de prim.net

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