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= Étude d’impact – Annexe 3 = PIÈCE 7

DEMANDE DE MISE A L’ARRET DEFINITIF ET DE DEMANTELEMENT DE L’INB 93 Page : 1/65

INB 93

PIÈCE 7 ÉTUDE D’IMPACT

1. Introduction de l’étude d’impact

2. Description du projet

3. Analyse de l’état initial du site et de son environnement

4. Analyse des effets du projet sur la santé et l’environnement

5. Analyse des effets cumulés avec d’autres projets connus

6. Raisons du choix du projet

7. Compatibilité du projet avec l’affectation des sols et articulation avec les plans, schémas et programmes

8. Mesures envisagées pour éviter, réduire et compenser les effets du projet

9. Présentation des méthodes utilisées et éventuelles difficultés rencontrées pour la réalisation de l’étude d’impact

10. Lien entre l’étude d’impact et l’étude de maîtrise des risques

11. Conclusion de l’étude d’impact Annexe 1. Auteurs de l’étude d’impact

Annexe 2. Étude d’impact acoustique du projet

Annexe 3. Étude d’impact dosimétrique du projet

Annexe 4. Évaluation des Risques Sanitaires du projet

Annexe 5. Évaluation environnementale des risques liés aux rejets radioactifs du projet

Annexe 6. Évaluation environnementale des risques liés aux rejets chimiques du projet

Annexe 7. Évaluation du projet vis-à-vis des MTD des BREF applicables

Annexe 8. Courriers d’échange avec l’Andra relatifs aux modalités de gestion des déchets radioactifs

Annexe 9. Compléments à l’étude d’impact

Annexe 10. Textes réglementaires



Sommaire

1 INTRODUCTION.................................................................................................................... 4

1.1 GLOSSAIRE .................................................................................................................. 4

1.2 BIBLIOGRAPHIE ............................................................................................................ 4

2 MÉTHODOLOGIE .................................................................................................................. 5

2.1 TYPOLOGIES DE L ’IMPACT DES SUBSTANCES RADIOACTIVES ........................................... 5

2.1.1 Introduction .................................................................................................................. 5

2.1.2 Rappels ........................................................................................................................ 5

2.1.3 Induction des effets déterministes (réactions tissulaires nocives) ............................... 8

2.1.4 Induction des effets stochastiques .............................................................................. 9

2.1.5 Induction des maladies autres que le cancer ............................................................ 11

2.1.6 Effets des rayonnements sur l’embryon et le fœtus .................................................. 12

2.2 LOGICIEL DE MODELISATION DE L ’IMPACT DOSIMETRIQUE ............................................. 12

2.3 METHODOLOGIE D’EVALUATION DE L ’IMPACT DOSIMETRIQUE ........................................ 13

2.4 ESTIMATION DE LA DISPERSION ................................................................................... 15

2.4.1 Dispersion des rejets atmosphériques ...................................................................... 15

2.4.2 Dispersion des rejets aqueux .................................................................................... 15

2.5 CALCULS DES EXPOSITIONS ET MECANISMES DE TRANSFERT VERS L ’HOMME ................. 16

2.5.1 Transfert des radionucléides contenus dans les rejets aqueux ................................ 17

2.5.2 Transfert des radionucléides contenus dans les rejets atmosphériques .................. 18

3 DONNÉES RELATIVES AU LOGICIEL ..................... .......................................................... 19

4 DONNÉES D’ENTRÉE LIÉES AU PROJET DE DÉMANTÈLEMENT D E L’INB 93 ............ 20

4.1 CONTEXTE DE L’ETUDE ............................................................................................... 20

4.2 TERME SOURCE .......................................................................................................... 21

4.2.1 Rejets atmosphériques .............................................................................................. 21

4.2.2 Rejets aqueux ............................................................................................................ 24

4.3 RATION ALIMENTAIRE ET TAUX D ’AUTOCONSOMMATION ................................................ 25

4.4 SCENARIOS D’EXPOSITION RETENUS ............................................................................ 27

4.5 DUREES DE FONCTIONNEMENT .................................................................................... 27

5 SÉLECTION DES GROUPES DE POPULATION LES PLUS EXPOSÉ S ........................... 28

5.1 CONTEXTE ................................................................................................................. 28

5.2 METHODOLOGIE DE LA SELECTION DES GROUPES DE REFERENCE ................................. 28



6 CALCUL DE DISPERSION ATMOSPHÉRIQUE ET AQUATIQUE ... ................................... 32

6.1 CALCUL DE DISPERSION ATMOSPHERIQUE A L ’AIDE DU MODULE COTRAM ................... 32

6.1.1 Données météorologiques ......................................................................................... 32

6.1.2 Distance et azimut des groupes de population par rapport à l’émissaire de rejets atmosphériques des opérations de démantèlement l’INB 93 .................................... 37

6.2 CALCUL DE DISPERSION DANS LE MILIEU AQUATIQUE ................................................... 38

7 RÉSULTATS DE LA DOSE EFFICACE ANNUELLE GLOBALE .... .................................... 39

7.1 ÉTAPE 2 : DOSE EFFICACE ANNUELLE GLOBALE .......................................................... 39



7.4 CONCLUSIONS DES RESULTATS DES DOSES EFFICACES TOTALES PAR ETAPE ET GROUPE(S) DE POPULATION ASSOCIE (S) ...................................................................... 42

7.5 ETUDE DE SENSIBILITE (SCENARIO ENVELOPPE) ........................................................... 44

7.5.1 Description ................................................................................................................. 44

7.5.2 Conclusion des résultats ............................................................................................ 45

8 RÉSULTATS DU CALCUL D’IMPACT DOSIMÉTRIQUE DÉTAILLÉS POUR LE GROUPE LE PLUS EXPOSÉ, « LES GIRARDES » LORS DE L’É TAPE 3 DU DÉMANTÈLEMENT CHEZ L’ADULTE (HORS ÉTUDE DE SENSIBIL ITÉ) ......................... 46

8.1 PARAMETRES DE DISPERSION CARACTERISTIQUES DU GROUPE DE POPULATION LE PLUS EXPOSE « LES GIRARDES » ................................................................................ 46

8.2 EVALUATION DES TRANSFERTS DANS LES DIFFERENTS MILIEUX D ’EXPOSITION ............... 47

8.2.1 Activité due aux rejets aqueux dans les eaux brutes et filtrées ................................. 47

8.2.2 Activité due aux rejets aqueux et atmosphériques dans les sols .............................. 48

8.2.3 Activité due aux rejets aqueux et atmosphériques dans les produits animaux ......... 49

8.2.4 Activité due aux rejets aqueux et atmosphériques dans les produits végétaux ........ 51

8.2.5 Activité due aux rejets aqueux et atmosphériques dans les produits dérivés ........... 53

8.2.6 Activités de l’air dues aux rejets atmosphériques...................................................... 54

8.3 EVALUATION DES NIVEAUX D ’ACTIVITES INGEREES OU INHALEES CHEZ L ’ADULTE DU GROUPE DE POPULATION « LES GIRARDES » ............................................................... 55

8.3.1 Activités ingérées lors de la consommation d’eau..................................................... 55

8.3.2 Activités ingérées lors de l’ingestion de sol par inadvertance ................................... 56

8.3.3 Activités ingérées lors de la consommation de produits animaux ............................. 57

8.3.4 Activités ingérées lors de la consommation de produits végétaux ............................ 59

8.3.5 Activités ingérées lors de la consommation de produits dérivés ............................... 60

8.3.6 Activités inhalées ....................................................................................................... 61

8.4 DOSE EFFICACE ANNUELLE GLOBALE CHEZ L ’ADULTE ................................................. 62

8.5 ÉVALUATION GLOBALE DES NIVEAUX D 'EXPOSITION DE LA POPULATION ........................ 63

8.5.1 Tableaux de synthèse pour les rejets aqueux ........................................................... 63

8.5.2 Tableaux de synthèse pour les rejets atmosphériques ............................................. 64

8.6 CONCLUSION SUR LE CALCUL D ’IMPACT DOSIMETRIQUE DETAILLE ................................ 65



1 INTRODUCTION

1.1 GLOSSAIRE

• ADN Acide DésoxyriboNucléique

• AIEA Agence Internationale pour l’Energie Atomique)

• ASN Autorité de Sûreté Nucléaire

• CIPR Commission Internationale de Protection Radiologique

• COMODORE Code Modulable d’évaluation des Doses liées aux Rejets dans l’environnement

• INCA Etude Individuelle Nationale des Consommations Alimentaires

• IRSN Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire

• REC Reception / Expedition et Contrôle

• UNSCEAR United Nation Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation

1.2 BIBLIOGRAPHIE

[1] IRSN, 2009 - Publication 103 de La CIPR - Recommandations 2007 de la Commission internationale de protection radiologique - Édition en langue française par J.C. Nénot assisté de J. Brenot, D. Laurier, A. Rannou et D. Thierry - Ed. Tec & Doc.

[2] INSTN, 2006 – Radioprotection et ingénierie nucléaire – H. Métivier – Ed. EDP Sciences.

[3] Notice d’évolution des paramètres de transfert du logiciel COMODORE version 2012 - Réf. 11AREP034RAP03C.

[4] Notice théorique du logiciel COMODORE version 2012 - Réf. 11AREP034RAP06C.

[5] Base CIBLEX, « Banque de données des paramètres descriptifs de la population française au voisinage d'un site pollué » - Juin 2003

[6] Étude Individuelle Nationale des Consommations Alimentaires 2 (INCA 2) 2006, 2007 – Septembre 2009 – (version 2)



2 MÉTHODOLOGIE

2.1 TYPOLOGIES DE L’IMPACT DES SUBSTANCES RADIOACTI VES 2.1.1 Introduction

La plupart des effets nuisibles pour la santé de l’exposition aux rayonnements ionisants peuvent être regroupés en deux catégories générales :

• les « effets déterministes », (réactions tissulaires nocives), dus en grande partie à l’élimination / dysfonctionnement de cellules à la suite de fortes doses ;

• les « effets stochastiques », c'est-à-dire le cancer et les effets héréditaires impliquant soit le développement d’un cancer chez des individus exposés du fait de la mutation de cellules somatiques, soit une maladie héréditaire chez leur descendance du fait de la mutation des cellules reproductives (germinales).

Les effets sur l’embryon et le fœtus, ainsi que les maladies autres que le cancer, sont également pris en considération.

2.1.2 Rappels

Les éléments radioactifs présents dans l’environnement émettent des rayonnements alpha, bêta et gamma :

• les rayonnements gamma sont des ondes électromagnétiques ;

• les rayonnements alpha et bêta sont des particules : alpha est un noyau d’hélium, bêta est un électron ou positron.

Les effets biologiques des rayonnements ionisants (c’est-à-dire capables de provoquer des réactions générant des ions, particules chargées positivement ou négativement) dépendent :

• de la nature du spectre énergétique et du pouvoir de pénétration dans les tissus ;

• de la quantité totale reçue dans un volume tissulaire ou « dose » ;

• des conditions d’exposition : exposition externe ou interne ;

• du type d’irradiation : globale ou localisée.

La grandeur utilisée pour comparer les effets des expositions aux rayonnements ionisants est la dose .

Pouvoir de pénétration Par leur énergie, les rayonnements ionisants sont pénétrants, c’est-à-dire qu’ils peuvent traverser la matière. Cependant, le pouvoir de pénétration est différent pour chacun d’entre eux, ce qui définit différentes épaisseurs de matériaux pour se protéger.



Figure 1 : Pouvoir de pénétration des rayonnements ionisants sur l’organisme (source : INSTN cf. [2])

La dose dépend des dépôts d’énergie dans l’organisme en provenance des rayonnements. Ces dépôts d’énergie sont à l’origine de modifications physiques et chimiques susceptibles d’entraîner des dommages biologiques. L’importance des dommages résultants dépend non seulement de la quantité d’énergie absorbée mais aussi du type de rayonnement et de la sensibilité de l’organe irradié.

Le tableau suivant présente les unités de mesure de la dose.

Dose Dose absorbée (D) Dose équivalente (HT) Dose efficace (E)

Unité Gray (Gy) Sievert (Sv) Sievert (Sv)

Définition

Quantité d’énergie communiquée à la matière

par unité de masse (joule/kg)

Dose absorbée par le tissu ou l’organe T,

pondérée suivant le type et la qualité du

rayonnement ionisant

Somme des doses équivalentes pondérées délivrées aux différents tissus et organes par l’irradiation interne et

externe

Tableau 1 : Unités de mesure de la dose

Les tableaux ci-après récapitulent les facteurs de pondération (facteurs de sensibilité des tissus) pour les rayonnements (utilisés pour le calcul de la dose équivalente) et les facteurs de pondération pour les tissus (utilisés pour le calcul de la dose efficace).



Particule / énergie Facteur de pondération

Nouvelles Recommandations CIPR 103*

Photons, toutes énergies 1

Électrons et muons, toutes énergies 1

Protons 2

Particules α, fragments de fission, noyaux lourds 20

Neutrons Fonction continue * La CIPR (Commission Internationale de Protection Radiologique) élabore des recommandations générales portant sur tous les aspects de la protection contre les rayonnements ionisants, qu’il s’agisse des données scientifiques, des bases de la dosimétrie ou du système de radioprotection proprement dit. La CIPR 103 est la publication 103 parue fin 2007. Elle remplace la Publication 60 de 1991.

Tableau 2 : Facteurs de pondération pour les rayonn ements (Source : IRSN, 2009 cf. [1])

Organe Facteur de

pondération Somme des facteurs de

pondération

Moelle épinière, sein, colon, poumon, estomac, tissus restants

0,12 0,72

Gonades 0,08 0,08

Vessie, œsophage, foie, thyroïde 0,04 0,16

Os, cerveau, glandes salivaires, peau 0,01 0,04 * Tissus restants : surrénales, région extrathoracique (ET), vésicule biliaire, cœur, reins, ganglions lymphatiques, muscle, muqueuse buccale, pancréas, prostate (♂), intestin grêle, rate, thymus, utérus/col de l’utérus(♀)

Tableau 3 : Facteurs de pondération tissulaires rec ommandés (Source : IRSN, 2007)

Le sievert est donc une unité additive : elle permet d’additionner des irradiations qui vont concerner plusieurs secteurs de l’organisme. Par exemple, si on irradie la peau et la thyroïde, on peut sommer les deux irradiations et prendre en compte la proportion de l’organe irradié.

Deux approches sont utilisées pour étudier les différents effets biologiques des rayonnements ionisants :

• l’épidémiologie, qui consiste à observer les effets sur des populations qui ont subi des irradiations d’origine naturelle ou artificielle (populations d’Hiroshima et Nagasaki, premiers radiologues et travailleurs dans les mines d’uranium…) ;

• l’expérimentation, qui consiste à observer, en particulier, les dégâts et perturbations engendrés par les rayonnements ionisants sur l’ADN (Acide DésoxyriboNucléique : très longue molécule présente dans les cellules vivantes, support de l’information génétique).



2.1.3 Induction des effets déterministes (réactions tissulaires nocives)

(source publication 103 CIPR)

Une forte irradiation par des rayonnements ionisants provoque des effets immédiats sur les organismes vivants comme, par exemple, des brûlures plus ou moins importantes : ces effets immédiats sont appelés effets déterministes, ils surviennent peu de temps après l’irradiation, de quelques heures à quelques mois.

L’induction de réactions tissulaires est généralement caractérisée par une dose seuil. Cette dose seuil peut varier d’un tissu à un autre. Les tissus les plus fragiles sont la peau, le poumon, les cellules formatrices du sang (la moelle osseuse), l’intestin et les organes sexuels. La raison de l’existence de cette dose seuil est que les dommages causés par les rayonnements (dysfonctionnement grave ou mort) à une population critique de cellules dans un tissu donné doivent être prolongés avant que la lésion ne puisse se manifester sous forme cliniquement significative. Au-dessus de la dose seuil, la gravité de la lésion, y compris l’altération de la capacité de récupération des tissus, augmente avec la dose.

Même si les symptômes sont souvent précoces, ils peuvent aussi s’avérer tardifs ou tératogènes. Les réactions précoces des tissus aux rayonnements (allant de quelques jours à plusieurs semaines), lorsque la dose seuil a été dépassée, peuvent être du type inflammatoire en raison de la libération de facteurs cellulaires ; elles peuvent également survenir après la perte de cellules. Les réactions tissulaires tardives (de quelques mois à plusieurs années) peuvent être de type générique si elles apparaissent comme le résultat direct des dommages causés aux tissus atteints. En revanche, d’autres réactions tardives peuvent être de type indirect si elles surviennent à la suite de dommages cellulaires précoces.

Classement des doses de l’UNSC EAR (United Nation Scientific Committee on the Effects of Atomic radiation)

Ce classement se rapporte aux doses efficaces reçues lors d’une exposition globale aigue. Il s’agit d’effets déterministes et non pas des effets stochastiques.



2.1.4 Induction des effets stochastiques

Les expositions à des doses plus ou moins élevées de rayonnements ionisants peuvent avoir des effets à long terme sous la forme de cancers ou de leucémies, ou encore de maladies héréditaires. Ces effets se manifestent de façon aléatoire (que l’on ne peut pas prédire pour une personne donnée). Ils sont appelés effets stochastiques.

Contrairement à un effet déterministe, un effet stochastique n'est pas lié à un effet de seuil (typiquement, une limite d'exposition à un rayonnement ionisant qui, si elle était dépassée, induirait des effets connus et d'ampleur prévisible). Il ne peut lui être adjoint qu'une estimation statistique du « risque » de voir l'effet se manifester chez un patient. Il existe néanmoins un seuil de significativité (une limite au-delà de laquelle le risque est considéré comme significatif). Par ailleurs, il n'est pas possible de quantifier une dose pour laquelle un effet donné serait certain de se manifester. Par contre, sa probabilité d'apparition (et donc la fréquence d'apparition de ce risque) augmente selon la dose reçue, mais de façon aléatoire.

Dans le cas du cancer, des études épidémiologiques et expérimentales prouvent le risque des rayonnements, avec toutefois des incertitudes pour des doses de l’ordre de 100 mSv, voire moins. Dans le cas des maladies héréditaires, même s’il n’existe aucune preuve directe de risques des rayonnements pour les êtres humains, les observations expérimentales indiquent de façon convaincante que de tels risques pour les générations futures doivent être pris en compte dans le système de protection.

2.1.4.1 Risque de cancer

Depuis 1990, l’accumulation de données sur les cellules et les animaux relatives à l’induction de tumeurs par les rayonnements, a renforcé l’opinion selon laquelle les processus de réponse à la lésion de l’ADN au niveau d’une seule cellule sont très importants dans le développement d’un cancer après l’exposition aux rayonnements.

Les progrès sur la compréhension des effets des rayonnements sur l’ADN, tels que l’induction de formes complexes de cassures double-brin d’ADN, les problèmes rencontrés par les cellules pour réparer de façon correcte ces formes complexes de dommages causés à l’ADN, et l’apparition consécutive de mutations géniques/chromosomiques, revêtent une importance particulière. Les avancées des connaissances en microdosimétrie, en ce qui concerne les dommages radio-induits causés à l’ADN, ont également contribué de façon significative à cette compréhension.

Bien qu’il existe des exceptions reconnues, la CIPR estime, à des fins de protection radiologique, que les connaissances sur les processus cellulaires fondamentaux, couplées aux données concernant la relation dose-effet, confortent l’opinion selon laquelle dans la plage des faibles doses, en dessous d’environ 100 mSv, il est scientifiquement plausible de supposer que l’incidence d’effets cancérigènes ou héréditaires croît proportionnellement à l’augmentation de la dose équivalente reçue par les organes et tissus concernés.

Par conséquent, le système pratique de protection radiologique recommandé par la CIPR continuera d’être fondé sur l’hypothèse que, pour des doses inférieures à environ 100 mSv, un incrément de dose donné produira un incrément directement proportionnel de la probabilité d’induction d’effets cancérigènes ou héréditaires attribuables aux rayonnements.



2.1.4.2 Risque d’effets héréditaires

Il n’existe toujours pas de preuve directe que l’exposition de parents aux rayonnements conduise à un excès de maladies héréditaires dans leur descendance. Cependant, la CIPR estime qu’il existe des preuves irréfutables que les rayonnements provoquent des effets héréditaires chez les animaux utilisés dans les études expérimentales. Par conséquent, la CIPR continue par prudence à inclure le risque d’effets héréditaires dans son système de protection radiologique.

La figure suivante schématise les effets liés à l’exposition aux rayonnements ionisants.

Echelle de temps

10-15 seconde

10-6 seconde

Minutes

Heures

Jours

Années

Générations

Rayonnement ionisant

Radiolyse de l’eau

Radicaux libres

Lésion moléculaires(protéines, ADN, lipides)

Effet Effet indirectindirect

Effet Effet directdirect

DDéégradation de la molgradation de la mol éécule dcule d ’’ADNADN

Pas deréparation

Réparationfautive

Réparationfidèle

Effet létal

Mort cellulairenon contrôlée

(nécrose)Mutation

Mort cellulaireprogrammée

(apoptose)

Survie cellulairenormale

MALADIETISSULAIRE

CANCER

ANOMALIEHEREDITAIRE

Pas d’éliminationpar le système

immunitaire

Eliminationpar le système

immunitaire

Modificationd’un caractère

génétique

Echelle de temps

10-15 seconde

10-6 seconde

Minutes

Heures

Jours

Années

Générations

Rayonnement ionisant

Radiolyse de l’eau

Radicaux libres

Lésion moléculaires(protéines, ADN, lipides)

Effet Effet indirectindirect

Effet Effet directdirect

DDéégradation de la molgradation de la mol éécule dcule d ’’ADNADN

Pas deréparation

Réparationfautive

Réparationfidèle

Effet létal

Mort cellulairenon contrôlée

(nécrose)Mutation

Mort cellulaireprogrammée

(apoptose)

Survie cellulairenormale

MALADIETISSULAIRE

CANCER

ANOMALIEHEREDITAIRE

Pas d’éliminationpar le système

immunitaire

Eliminationpar le système

immunitaire

Modificationd’un caractère

génétique

Figure 2 : Schématisation des effets liés à l’expos ition aux rayonnements ionisants (source : INSTN)



2.1.4.3 Coefficients de risque nominal ajusté au dé triment sanitaire

De nouvelles informations sur les risques d’effets cancérigènes et d’effets héréditaires induits par les rayonnements ont été utilisées dans la modélisation du risque et le calcul de détriment sanitaire, afin d’estimer les coefficients de risque nominal moyenné sur le sexe.

Dans le tableau ci-après, les coefficients actuels (CIPR 103) on été calculés d’une façon différente de celle de la Publication 60 (CIPR 60). Malgré les changements dans les données sur le risque de cancer et leur traitement, les coefficients de risque nominal actuels sont entièrement compatibles avec ceux présentés par la commission de la publication précédente (CIPR60). Par conséquent, la recommandation de la CIPR est que l’approximation du coefficient global de risque de décès de 5 % par sievert, sur lequel reposent actuellement les normes, continue de convenir aux besoins de la protection radiologique.

Population exposée CIPR 103

Cancers Effets héréditaires Total

Ensemble 5,5 0,2 5,7

Adultes (travailleurs) 4,1 0,1 4,2

Tableau 4 : Coefficient de risque nominal ajusté au détriment (1.10 -2 Sv-1) pour les effets stochastiques après exposition aux rayonnements à f aible débit de dose

(Source : IRSN, 2007)

2.1.5 Induction des maladies autres que le cancer

Depuis 1990, des preuves concernant l’augmentation de la fréquence de maladies autres que le cancer chez certaines populations irradiées se sont accumulées. Les preuves statistiques les plus solides sur l’induction de ces effets non cancérigènes à des doses efficaces de l’ordre de 1 Sv proviennent de la dernière analyse de la mortalité après 1968 des survivants japonais aux bombes atomiques (Preston et al, 2003). Des preuves supplémentaires sur des effets non cancérigènes des rayonnements, bien qu’à des doses élevées, proviennent d’études sur des malades cancéreux traités par radiothérapie, mais ces données ne clarifient pas la question de l’existence d’un seuil de dose.

Tout en reconnaissant l’importance potentielle des observations sur les maladies autres que le cancer, la CIPR estime que les données disponibles ne permettent pas leur intégration dans l’estimation du détriment aux faibles doses de rayonnement, inférieures à 100 mSv environ.



2.1.6 Effets des rayonnements sur l’embryon et le f œtus

Les risques de réactions tissulaires et de malformations chez l’embryon et le fœtus irradiés ont fait l’objet d’une revue dans la Publication 90 (CIPR 2003a). Sur cette base, les conclusions de la CIPR sur les risques in utero de lésions des tissus et de malformation à des doses inférieures à 100 mGy sont résumées ci-dessous :

• les nouvelles données confirment la sensibilité de l’embryon aux effets létaux (très rares aux doses inférieures à 100 mGy) de l’irradiation pendant la période de pré-implantation du développement ;

• concernant l’induction de malformations, la radiosensibilité in utero varie au cours de la gestation en fonction de l’âge. On estime que pour l’induction de malformations, il existe un véritable seuil de dose aux alentours de 100 mGy ;

• la revue des données (CIPR 2003a) sur les survivants des bombardements atomiques relatives à l’induction d’un retard mental grave après une irradiation pendant la période prénatale la plus sensible (8ème à 15ème semaine après conception) est en faveur de l’existence d’un seuil de dose d’au minimum 300 mGy pour cet effet et par conséquent de l’absence de risque aux faibles doses ;

• la CIPR considère que le risque de cancer sur la vie entière après une exposition in utero est similaire à celui qui existe après une irradiation dans la jeune enfance, c’est-à-dire au plus de l’ordre de trois fois celui de la population dans son ensemble.

2.2 LOGICIEL DE MODÉLISATION DE L’IMPACT DOSIMÉTRIQ UE

Le groupe AREVA s’est équipé depuis 2005 d’un logiciel spécifique de calcul d’impact dosimétrique. Le choix s’est porté sur un logiciel développé initialement par le Groupe Radioécologique Nord-Cotentin en charge du suivi du site d'AREVA La Hague. Après adaptation, cet outil (COMODORE) est maintenant utilisé par les sites AREVA notamment ceux du Tricastin et FBFC de Romans-sur-Isère.

Ce logiciel est une synthèse de trois logiciels validés par l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) : ACADIE, COTRAM et AQUAREJ. Il est destiné au calcul d’impact dosimétrique de rejets chroniques (en fonctionnement normal des installations) de produits radioactifs, en prenant en compte les transferts de contamination dans l’environnement, ainsi que les transferts dans la chaîne alimentaire jusqu’à l’homme.

Ce logiciel a été mis à jour en 2012 avec des données bibliographiques actualisées.



2.3 MÉTHODOLOGIE D’ÉVALUATION DE L’IMPACT DOSIMÉTRI QUE

Comment s’effectue une évaluation de l’impact dosim étrique ? A partir de l’activité rejetée (rejets radioactifs) via les effluents liquides et gazeux et de leur dispersion dans le milieu, la radioactivité dans l’environnement est évaluée, et l’impact dosimétrique en est déduit en envisageant l’ensemble des voies par lesquelles la radioactivité peut atteindre l’homme : la voie atmosphérique (air), les dépôts (végétaux, terres), les eaux (eau potable, ruisseaux, rivières, fleuves, nappes souterraines), les aliments (lait, légumes, viandes, poissons…). Cette évaluation porte sur des groupes de population dits de référence les plus exposés localement à l’impact des rejets. Ces modèles d’évaluation sont disponibles dans des bases de données internationales telles que les données fournies par l’AIEA (Agence Internationale pour l’Energie Atomique).

L’étude d’impact dosimétrique est réalisée en prenant en compte les rejets selon une approche raisonnablement majorante afin de maximaliser les effets étudiés. Les calculs sont basés sur les débits annuels rejetés, sous forme d’effluents gazeux et liquides. Le calcul permet d’évaluer l’impact dosimétrique lié aux rejets atmosphériques et aqueux sur les populations locales.

Le résultat final obtenu est exprimé en sievert (Sv), représentant la dose efficace (indicateur d’impact) reçue par les populations étudiées du fait des rejets des installations.

Les étapes de cette méthodologie sont reprises dans les paragraphes suivants.

Le schéma général retenu pour le calcul d’impact est présenté ci-après.



Estimation de la dispersiondans le milieu nature (Bq/m 3 et Bq/l)

Estimation des transfertsdans le milieu naturel (Bq/kg)

Collecte des donnéesrelatives aux rejets atmosphériques et liquides (Bq /an)

Calcul des expositions internes et externesdes groupes de population (mSv/an)

Calcul de la dose efficace globale (mSv/an)

Définition desgroupes de population

Figure 3 : Schéma général du calcul d’impact dosimé trique



2.4 ESTIMATION DE LA DISPERSION

2.4.1 Dispersion des rejets atmosphériques

La dispersion des radionucléides rejetés via le(s) émissaire(s) de rejets atmosphériques dans l’environnement est calculée à l’aide d’un modèle physique de dispersion. L’effet de la dispersion varie suivant les conditions météorologiques.

Le coefficient de transfert atmosphérique, pour une condition météorologique et un point donnés, est le rapport entre la concentration intégrée en ce point et la quantité émise. Le débit de dépôt est la quantité déposée par unité de surface et par unité de temps. Il traduit l’appauvrissement (dilution) du panache en fonction des données météorologiques.

Ces deux valeurs sont nécessaires pour déterminer l’impact sur la population étudiée. Elles sont déterminées par le logiciel COTRAM, à partir des données météorologiques locales, fournies par la station météorologique du Tricastin.

Ce logiciel réalise les calculs à partir des probabilités des conditions de transfert (vitesse et direction du vent, type de stabilité atmosphérique) en prenant en compte la hauteur de rejet. Il est valable pour des aérosols et des gaz rares. Il réalise le calcul pour plusieurs points de rejets à un même point cible.

2.4.2 Dispersion des rejets aqueux

La dispersion aquatique se traduit par une dilution à partir du point de rejet dans le canal de Donzère-Mondragon.

Des opérations de traçage à la rhodamine B ont permis de montrer que la dispersion est optimale après le turbinage par l'usine hydroélectrique André Blondel située à 3 000 mètres du point de rejet. Tous les essais réalisés au cours de ces opérations de traçage ont montré qu'il n'y avait pas accumulation des effluents devant le barrage.

Le fait que le canal de Donzère-Mondragon ait un débit moyen élevé entretenu par décharge du Rhône dans le canal de dérivation, contribue à favoriser, toute l’année, une dispersion optimale des radionucléides rejetés.



2.5 CALCULS DES EXPOSITIONS ET MÉCANISMES DE TRANSF ERT VERS L’HOMME

L’homme peut être exposé aux radionucléides par voie externe (exposition externe) et par voie interne (ingestion et inhalation).

Dans le cas des expositions externes, les coefficients de dose ne dépendent pas du métabolisme des personnes : en conséquence, ils ne varient pas en fonction de l’âge et une valeur unique est utilisée pour chaque radionucléide. En revanche, ces coefficients de dose externe sont fonction de la nature de la source et de la situation dans laquelle se trouve la personne : exposition au panache et à un dépôt au sol pour le domaine terrestre.

Dans le cas des expositions internes, des coefficients de dose spécifiques de chaque radionucléide fournissent la dose efficace engagée pour chaque Becquerel incorporé. Ces coefficients sont exprimés en sievert par becquerel (Sv/Bq). Les tables de la CIPR (Commission Internationale de Protection Radiologique) donnent des valeurs de coefficients spécifiques permettant de connaître la dose délivrée à un organe particulier.

Les rejets aqueux et les rejets atmosphériques d’une installation se dispersent dans l’environnement. Le transfert vers l’homme intervient via les trois compartiments de l’écosystème (milieu aquatique, milieu atmosphérique et milieu terrestre), comme le montre le schéma conceptuel de la figure ci-après :

Figure 4 : Représentation schématique des différentes voies d’exposition potentielles de l’homme



La modélisation de la dispersion des radionucléides contenus dans les rejets et de leur devenir dans l’environnement aboutit à un calcul de la contamination de l’air, de l’eau, des sols et plus globalement de l’ensemble de la chaîne alimentaire.

Les scenarii d’exposition, retenus et les habitudes alimentaires aboutissent à des calculs d’expositions externes et internes, par le biais des différentes voies d’exposition étudiées.

Ces expositions sont calculées à l’aide de coefficients de dose pour chaque radionucléide, exprimés en sievert par becquerel (Sv/Bq), pour l’exposition interne par ingestion et par inhalation et pour l’exposition externe.

C’est ensuite la somme des quatre voies principales d’exposition retenues qui constitue la dose efficace globale évaluée pour les populations étudiées :

• exposition externe due au panache ;

• exposition externe due au dépôt ;

• exposition interne par inhalation ;

• exposition interne par ingestion (qui peut avoir plusieurs origines : consommation d’eau provenant de la rivière, consommation de poissons pêchés de la rivière, consommation de végétaux contaminés par irrigation et consommation de produits d’origine animale provenant d’animaux ayant ingéré des végétaux contaminés par irrigation, …).

2.5.1 Transfert des radionucléides contenus dans le s rejets aqueux

Les voies d’exposition retenues correspondent aux usages réels ou potentiels constatés.

Il n’y a pas d’activité nautique ou de baignade dans le canal de Donzère-Mondragon (canal utilisé pour le transport fluvial et pour la production d’hydroélectricité, berges non aménagées, absence de base nautique).

L’exposition externe liée aux rejets aqueux, due aux contacts directs avec les liquides, n’est donc pas retenue. Par ailleurs, compte tenu des échanges possibles entre le canal et la nappe, et du fait que celle-ci soit largement utilisée notamment pour l’irrigation des cultures, les voies d’exposition interne retenues en première approche pour évaluer l’impact des rejets d’effluents liquides sont les suivantes :

• l’ingestion d’eau de boisson ;

• la consommation de poissons ;

• la consommation de végétaux contaminés par irrigation et de produits d’origine animale provenant d’animaux ayant ingéré des végétaux contaminés ;

• l’ingestion par inadvertance de sol contaminé par irrigation.



2.5.2 Transfert des radionucléides contenus dans le s rejets atmosphériques

La dispersion des radionucléides dans l’atmosphère entraîne une exposition externe directe et une exposition interne par inhalation.

En outre, le panache est partiellement lavé par les pluies ; les particules se déposent au sol et sur la végétation. Les dépôts sur la végétation et les sols entrainent un transfert par absorption foliaire et racinaire. L’impact sur l’homme est évalué via l’exposition interne par ingestion des aliments contenant des éléments assimilables par le sol et la végétation. L’atteinte à l’homme par ingestion tient compte également de la consommation de végétaux par les animaux.

Le dépôt au sol provoque également une exposition externe. L’inhalation due à la remise en suspension des dépôts est également considérée.

Par conséquent, les voies d’exposition retenues pour les études d’impact des rejets d’effluents radioactifs gazeux sont :

• l’exposition interne par inhalation ;

• l’exposition interne par ingestion (eau, produits végétaux et animaux) ;

• l’exposition interne par ingestion de sols par inadvertance ;

• l’exposition externe due au panache ;

• l’exposition externe due aux dépôts.



3 DONNÉES RELATIVES AU LOGICIEL

L’ensemble des données d’entrées relatives au logiciel COMODORE (paramètres de transfert radioécologique, etc.) nécessaire au calcul d’impact dosimétrique est présenté en détail dans les notices du logiciel. Ces notices présentent les données intrinsèques du logiciel COMODORE :

• notice d’évolution des paramètres de transfert du logiciel COMODORE version 2012 - Réf. 11AREP034RAP03C (cf. [3]) ;

• notice théorique du logiciel COMODORE version 2012 - Réf. 11AREP034RAP06C (cf. [4]).



4 DONNÉES D’ENTRÉE LIÉES AU PROJET DE DÉMANTÈLEMENT DE L’INB 93

4.1 CONTEXTE DE L’ÉTUDE

L’INB 93, exploitée par EURODIF Production, avait pour vocation d’assurer l’enrichissement de l’uranium afin d’obtenir une matière utilisable dans les réacteurs des centrales nucléaires.

Aujourd’hui, cette technologie est pénalisée par sa forte consommation en électricité. Les procédés d’enrichissement ont évolué avec la mise en service du procédé de centrifugation. C’est pourquoi AREVA a remplacé le procédé mis en œuvre sur l’usine Georges Besse d’EURODIF Production (séparation par diffusion gazeuse) par le procédé de centrifugation de l’usine Georges Besse II.

Faisant suite à l’arrêté définitif de la production le 7 juin 2012, les opérations du Programme de Rinçage Intensif Suivi d’une Mise à l’air d’EURODIF (PRISME) permettent de récupérer et de régénérer en hexafluorure d’uranium (UF6) une part importante de l’uranium piégé. Le mode opératoire garantit que le résiduel en uranium après récupération est limité. Cette opération est terminée par une hydrolyse et une mise sous air des circuits de procédé limitant ainsi les quantités de fluorure d’hydrogène (HF).

A la suite du programme PRISME, les opérations de démantèlement de l’INB 93 vont se dérouler en 8 lots :

• Préparation et aménagement du chantier : o Lot 1 : travaux de préparation et construction des ateliers de démantèlement :

� Unité DEConstruction des diffuseurs (DEC) ;

� Unité Traitement des Barrières (TB) ;

� Unité Mise Au Gabarit (MAG) ;

� Unité Traitement et Conditionnement (TC) ;

• Réalisation des opérations : o Lot 2 : démantèlement des usines de diffusion gazeuse (usines 110, 120, 130 et 140) ; o Lot 3 : démantèlement de l’annexe U et des installations REC ; o Lot 4 : démantèlement de la centrale calorifique ; o Lot 5 : démantèlement de l’atelier 420 ; o Lot 6 : déconstruction des tours aéroréfrigérantes (TAR) ;

• Repli de chantier : o Lot 7 : démantèlement des ateliers de démantèlement et des équipements mis en

place lors du lot 1 ; o Lot 8 : assainissement ciblé du génie civil.

L’agencement des lots dans le temps et la nature de celles-ci permettent de décomposer le démantèlement en 5 étapes présentées dans le tableau ci-dessous.



Étapes Opérations prises en compte Durée

Étape 1 Préparation et aménagement du chantier 2 ans

Étape 2 Suite de l’aménagement du chantier, début des déposes et du démantèlement

2 ans

Étape 3 Régime permanent du démantèlement des usines 130 et 140

Démantèlement des installations support 6,5 ans

Étape 4 Régime permanent du démantèlement des usines 110 et 120 3,5 ans

Étape 5 Assainissement du génie civil et démantèlement des équipements 4 ans

Tableau 5 : Phasage du démantèlement dans le cadre de l’étude d’impact

4.2 TERME SOURCE

Les quantités de radionucléides rejetées via les effluents gazeux et liquides dans les milieux « air » et « eau » constituent le terme source. Ce terme source sert de donnée d’entrée au calcul d’impact. Il précise pour chaque radionucléide les quantités rejetées par an pour chaque voie de rejet.

4.2.1 Rejets atmosphériques

4.2.1.1 Caractéristiques de l’émissaire de rejets a tmosphériques

L’exutoire de rejets radioactifs atmosphériques lié aux opérations de démantèlement de l’INB 93 est une cheminée fictive située au centre des abouts de l’usine 130, comme précisé au § 2.3.3.1 « Caractéristiques des exutoires » du chapitre 2 « Description du projet ».

Le tableau suivant présente les principales caractéristiques de cet émissaire de rejets atmosphériques.

Caractéristiques DEM DGB

Hauteur de rejet (m) 45

Type de rejet canalisé

Coordonnées Lambert 93 x = 837041

y = 6360160

Tableau 6 : Caractéristiques de l’émissaire de reje t des unités de démantèlement



4.2.1.2 Composition en radioéléments

Selon les groupes des usines 110 à 140 et les installations supports, l’isotopie varie. De manière majorante, l’enrichissement maximum, à savoir 5 % en 235U, a été retenu.

La composition en radioéléments est définie à partir d’1 g d’uranium subissant les étapes suivantes :

• vieillissement à 30 ans ;

• macération : élimination de 89 % d’uranium, soit une masse totale de radioéléments de 0,11 g ;

• vieillissement à 10 ans avant le démantèlement (surveillance) : atteinte de l’équilibre entre les descendants.

La composition en radionucléides retenue est présentée dans le tableau suivant.

Radioélément Activité spécifique (Bq/g) Masse (g) Activité (Bq) Teneur massique (‰) 238U 1,24.104 1,05.10-1 1 302 949,4959

234Th 8,57.1014 1,52.10-12 1 303 0,0000 234mPa 2,54.1019 5,13.10-17 1 302 0,0000

234U 2,30.108 5,55.10-5 12 761 0,5017 230Th 7,47.108 4,17.10-8 31 0,0004 226Ra 3,7.1010 5,61.10-12 0,2 0,0000 235U 7,99.104 5,53.10-3 442 50,0020

231Th 1,97.1016 2,25.10-14 443 0,0000 231Pa 1,75.109 1,50.10-9 3 0,0000 227Ac 2,67.1012 2,50.10-13 1 0,0000

Total 0,11 g

Tableau 7 : Composition en radioélément retenue pou r 0,11 g d’uranium restant après macération

A cette composition s’ajoutent les isotopes artificiels mentionnés dans la norme ASTM C9961 correspondant à l’uranium enrichi à partir d’uranium commerciale naturel.

Radionucléides Masse spécifique

(µg/g d’U) Masse (g)

Activité spécifique (Bq/g)

Activité (Bq)

232U 0,0001 1,11.10-11 8,17.1011 9 236U 250 2,76.10-5 2,39.106 66 99Tc 0,01 1,11.10-9 6,36.108 0,7

Tableau 8 : Composition en isotopes artificiels

1 Standard Specification for Uranium Hexafluoride Enriched to Less Than 5 % 235U1- réf. C996-ASTM-1996



4.2.1.3 Estimation du terme source des rejets atmos phériques

Les rejets atmosphériques radiologiques des usines de diffusion gazeuse ont été estimés à partir de la composition en radionucléides et des masses d’uranium estimées, sont présentés dans le tableau ci-après. En étapes 1 et 5 du démantèlement, les rejets atmosphériques radiologiques sont négligeables.

Radionucléides Activité rejetée en Bq/an

Étape 2 Étape 3 Étape 4

Masse d'uranium (g/an) 0,011 0,168 0,104 238U 1,30.105 1,98.106 1,22.106

234Th 1,30.105 1,98.106 1,23.106 234mPa 1,29.105 1,98.106 1,22.106

234U 1,27.106 1,94.107 1,20.107 230Th 3,10.103 4,73.104 2,93.104 226Ra 2,06.101 3,15.102 1,95.102 235U 4,39.104 6,71.105 4,15.105

231Th 4,40.104 6,72.105 4,16.105 231Pa 2,62.102 4,00.103 2,48.103 227Ac 6,64.101 1,01.103 6,28.102 232U* 8,98.102 1,37.104 8,49.103 236U* 6,58.103 1,01.105 6,22.104 99Tc* 7,00.101 1,07.103 6,61.102

Total 1,76.106 2,68.107 1,66.107

* Pour rappel, les isotopes artificiels (232U, 236U et 99Tc) sont issus de la norme ASTM C9962 correspondant à l’uranium enrichi à partir de l’uranium commercial naturel

Tableau 9 : Terme source radiologique - rejets atmo sphériques

Remarque : concernant le radionucléide non répertorié dans le code de calculs COMODORE (234mPa), il est attribué pour les calculs d’impacts dosimétriques (rejets atmosphériques et aqueux) un radionucléide de la même famille répertorié dans ce code (234Pa) et ayant une valeur de coefficient de dose par inhalation enveloppe (8,72.10-14 Sv/s/Bq/m3 alors que celui du 234mPa est de 1,21.10-15 Sv/s/Bq/m3) cela revient donc à surestimer l’impact du 234mPa par un facteur d’environ 70.

2 Standard Specification for Uranium Hexafluoride Enriched to Less Than 5 % 235U1- réf. C996-ASTM-1996



4.2.2 Rejets aqueux

4.2.2.1 Caractéristiques des rejets aqueux

Les opérations de démantèlement ne génèrent pas d’effluent liquide de procédé, du fait de la mise en œuvre de procédés à sec.

Les éventuels effluents produits proviendront des lavages des sols, de l’infiltration d’eaux de pluie dans la cheminée des unités de traitement. Ces effluents seront collectés pour être transférés vers la STEU de l’INB 138.

4.2.2.2 Estimation du terme source des rejets aqueu x

La composition en radioéléments des rejets aqueux est identique à celle des rejets atmosphériques présentés au § 4.2.1.2 « Composition en radioéléments ». Les rejets aqueux radiologiques peuvent être générés par les effluents liquides potentiellement contaminés décrits précédemment, générés lors des lavages des sols et par l’infiltration d’eau de pluie dans la cheminée.

Les activités rejetées par chaque étape sont présentées dans le tableau suivant :

Radionucléides Activité rejetée en Bq/an

Étape 2 Étape 3 Étape 4

Masse d'uranium (g/an) 26 29 34 238U 3,06.105 3,41.105 4,00.105

234Th 3,06.105 3,42.105 4,01.105 *234mPa 3,06.105 3,41.105 4,00.105

234U 3,00.106 3,35.106 3,92.106 230Th 7,33.103 8,17.103 9,58.103 226Ra 4,88.101 5,44.101 6,38.101 235U 1,04.105 1,16.105 1,36.105

231Th 1,04.105 1,16.105 1,36.105 231Pa 6,19.102 6,90.102 8,09.102 227Ac 1,57.102 1,75.102 2,05.102 232U* 2,12.103 2,37.103 2,78.103 236U* 1,56.104 1,73.104 2,03.104 99Tc* 1,65.102 1,84.102 2,16.102

Total 4,15.10 6 4,63.106 5,43.106

* Pour Rappel, les isotopes artificiels (232U, 236U et 99Tc) sont issus de la norme ASTM C9963 correspondant à l’uranium enrichi à partir de l’uranium commercial naturel

Tableau 10 : Terme source radiologique - rejets aqu eux 3 Standard Specification for Uranium Hexafluoride Enriched to Less Than 5 % 235U1- réf. C996-ASTM-1996



4.3 RATION ALIMENTAIRE ET TAUX D’AUTOCONSOMMATION

La ration alimentaire présentée dans le logiciel de modélisation, COMODORE, est issue de plusieurs sources de données :

• pour la classe d’âge adulte : les données présentées sont issues d’une enquête alimentaire locale4 réalisée en 2004 et 2005 par l’IRSN autour de la plateforme AREVA du Tricastin et actualisée en 2010. Cette enquête alimentaire locale établit la consommation moyenne journalière de 21 catégories d’aliments pour la population « rurale » adulte et fournit également des informations sur l’autoconsommation de ces aliments. La particularité de cette enquête est qu’elle a été réalisée à l’aide d’un échantillon de population défini comme groupe critique réaliste, constitué de retraités et d’anciens agriculteurs possédant un jardin et pratiquant régulièrement l’autoconsommation situés dans la zone potentiellement soumise aux rejets des installations nucléaires ;

• pour les autres classes d’âge, à l’exception de la catégorie 1-2 ans, la ration alimentaire est déterminée à partir de celle de l’adulte définie à l’aide de l’enquête alimentaire locale à laquelle sont appliqués les ratios par classe d’âge et catégorie d’aliment de la base de données CIBLEX pour la ZEAT (Zone d’Etude et d’Aménagement du Territoire) Méditerranée (cf. [5]). Ces ratios sont calculés pour chaque catégorie d'aliment à partir des valeurs CIBLEX. Ils correspondent au rapport entre la quantité d'aliment "A" consommée par chacune des classes d'âge et la quantité du même aliment "A" consommée par la classe d'âge adulte. Pour la classe d’âge 1-2 ans, la ration alimentaire est celle retenue par l’IRSN dans le cadre de l’analyse des expositions en situation post accidentelle (logiciel ASTRAL). Ce code de calcul s’appuie notamment sur les données issues de l’étude Boggio & al. Cette étude permet de déterminer les apports énergétiques pour différents aliments et pour différentes classes d’âge. L’obtention de la ration alimentaire se fait en plusieurs étapes. Il est notamment nécessaire de transformer les données d’apport énergétique (kJ.j-1) de l’étude en données de ration alimentaire (kg.j-1). Pour cela, les valeurs énergétiques de certains aliments (kJ.kg-1), tirées des tables dites du CIQUAL (Favier & al., 1995) ont été exploitées. Pour les cas où il n’existe pas d’aliments de la table CIQUAL correspondant, des valeurs énergétiques ont été relevées en grande surface sur les produits correspondants ;

• la ration alimentaire en eau de boisson (eau courante et eau en bouteille) est issue de l’étude Individuelle Nationale des Consommations Alimentaires (INCA2) (cf. [6]) pour laquelle les ratios entre la classe d’âge enfant et adulte sont appliqués.

4 DEI/SESURE n°2010-31. Résultats de l’enquête alimentaire autour du site nucléaire du Tricastin (2004-2005)



Les rations alimentaires par classe d’âge et type d’aliments utilisées dans l’étude (dont le taux d’autoconsommation est différent de 0 (cf. Tableau 12 ci-après)) sont indiquées dans le tableau suivant.

kg/an ou l/an 1-2 ans 2-7 ans 7-12 ans Adulte

Légumes racines 16,1 63,2 82,6 80,7

Fruits 21,3 59,2 67,0 93,2

Légumes fruits 25,2 52,7 59,7 83,0

Légumes feuilles 16,1 35,1 38,3 73,0

Viande de porc 9,5 15,3 20,1 22,4

Viande de volaille 6,6 19,4 35,2 29,9

Œuf 4,8 6,2 8,9 8,1

Produits laitiers 157 54,2 50,0 60,3

Vin 0 0 0 50,3

Eau de boisson 272,8 272,8 272,8 483,6

Poisson de rivières 6,2 13,6 16,4 19,6

Tableau 11 : Rations alimentaires – Site du Tricast in

Le taux d’autoconsommation évalue la proportion (exprimée en pourcentage) d’aliment autoconsommé (produit et consommé localement) par rapport à la quantité totale d’aliment consommé. Il est issu de l’enquête alimentaire locale réalisée par l’IRSN autour de la plateforme AREVA du Tricastin. Le tableau des valeurs est donné ci-après :

Produits Taux d’autoconsommation

Légumes racines 0,74

Fruits 0,64

Légumes fruits 0,8

Légumes feuilles 0,85

Viande de porc 0,01

Viande de volaille 0,63

Œuf 0,59

Produits laitiers 0,01

Vin 0,78

Eau de boisson 0,73

Poisson de rivières 0,18

Tableau 12 : Taux d’autoconsommation (source : IRSN , 2010)



4.4 SCÉNARIOS D’EXPOSITION RETENUS

Dans le cadre des opérations de démantèlement de l’INB 93, l’ensemble des voies d’exposition suivantes sont prises en compte :

• exposition externe liée au panache ;

• exposition externe liée au dépôt ;

• exposition interne par inhalation ;

• exposition interne par ingestion de sols par inadvertance ;

• exposition interne par ingestion de végétaux / produits maraîchers (également exposés aux dépôts atmosphériques et à l’eau d’arrosage) ;

• exposition interne par ingestion d’eau de boisson (par les eaux souterraines) ;

• exposition interne par ingestion de poisson ;

• exposition interne par ingestion de produits animaux et dérivés.

On considère, de manière volontairement majorante, que l’ensemble des groupes de population étudié a les mêmes habitudes alimentaires que le groupe qualifié « critique réaliste » par l’IRNS, et que les usages de l’environnement sont multiples et sans restriction :

• utilisation de l’eau du canal de Donzère-Mondragon pour la production d’eau potable

• consommation de poissons pêchés, dans le canal malgré les interdictions en vigueur…

4.5 DURÉES DE FONCTIONNEMENT

Les durées de fonctionnement propres à chaque étape de démantèlement de l’usine l’INB 93 ont été prises en compte. Ces durées sont présentées ci-dessus au § 4.1 « Contexte de l’étude ».



5 SÉLECTION DES GROUPES DE POPULATION LES PLUS EXPO SÉS

5.1 CONTEXTE

Dans le cadre de l'étude de l’impact du fonctionnement de l’installation sur la santé, l’impact dosimétrique sur les populations environnantes doit être évalué conformément à la réglementation. Il est donc nécessaire de définir les groupes de population de référence à retenir pour les modélisations à l’aide du logiciel COMODORE.

Un groupe de référence est défini comme un groupe d’individus dont l’exposition à une source est uniforme et représentative de celle des individus qui, parmi la population, sont plus particulièrement exposés à ladite source. L’article annexe 13-7 du Code de la santé publique de 2007 reprend également cette définition du groupe de référence.

Pour cela, les données d’entrée nécessaires sont les suivantes :

• les données météorologiques (Cf. § 6.1.1 « Données météorologiques ») ;

• les caractéristiques de l’émissaire de rejets des effluents gazeux (Cf. § 4.2.1 « Rejets atmosphériques ») ;

• les groupes de population présents autour de la plateforme AREVA du Tricastin (objet du présent § 5).

5.2 MÉTHODOLOGIE DE LA SÉLECTION DES GROUPES DE RÉF ÉRENCE

Les groupes de population les plus exposés aux rejets des opérations de démantèlement de l’INB 93 ont été définis selon la méthodologie suivante :

• Première étape : recensement des populations situées à proximité de la plateforme AREVA du Tricastin : une cinquantaine de groupes de population a été inventoriée à proximité de la plateforme AREVA du Tricastin. La figure page suivante présente cette sélection ;

• Deuxième étape : sélection d’une dizaine de groupes de population les plus exposés aux rejets radioactifs des opérations de démantèlement de l’INB 93, en tenant compte de : o la localisation des émissaires de rejets radioactifs des opérations de démantèlement ; o la rose des vents sur la zone d’étude, influençant notamment la dispersion

atmosphérique des rejets ; o la prise en compte des groupes de référence historiques, habituellement étudiés sur la

plateforme AREVA du Tricastin. Tenant compte de l’ensemble de ces critères, quatorze groupes de population ont été sélectionnés pour mener l’évaluation de l’impact dosimétrique des rejets radioactifs sur la santé. La majorité des récepteurs retenus est située au sud de la plateforme, sous les vents dominants. L’ensemble des directions cardinales est toutefois couvert par la sélection effectuée (groupes historiques).



La figure suivante indique la localisation de ces groupes de population. Elle précise également le type de groupe de population (R pour résidentiel et P pour Professionnel).

Dans la suite de l’évaluation, en première approche majorante, les récepteurs professionnels sont considérés de la même manière que les récepteurs résidentiels. En effet, même si les groupes de population professionnels sont moins exposés que ceux résidentiels (% de temps soumis à l’inhalation plus faible, ingestion alimentaire de produits locaux nulle), il est considéré de prendre les mêmes paramètres pour les calculs de dose efficace entre ces deux types de groupe de population (100 % de temps soumis à l’inhalation pour la dose efficace par inhalation et prise en compte des rations alimentaires pour la dose efficace par ingestion).

Figure 5 : Groupes de population inventoriés à prox imité de la plateforme AREVA du Tricastin



Figure 6 : Localisation des groupes de population s électionnés



Le tableau suivant présente le nom et les coordonnées géographiques des groupes de population sélectionnés.

N° Nom du groupe de population X (Lambert 93) Y (Lambert 93)

R3 Faveyrolles 836369,41 6363703,77

P4 Centrale Biomasse 836414,56 6361455,06

R12 Habitation Ouest site 836131,59 6361161,55

R14 Habitation Sud Ouest site 836089,45 6360077,84

R16 Habitation Sud Ouest site 836519,93 6359346,33

R19 Habitation Les Girardes 836467,24 6358378,51

R22 Habitation Clos de Bonnot 837584,07 6359402,02

P7 Entreprise Clos de Bonnot 837388,40 6359359,88

R23 Habitation Sud Bartas 837331,21 6358200,90

R27 Prés Guérinés (PA9/RA9) 838125,93 6358724,70

R29 Bollène la Croisière (PA10/RA10) 836601,20 6353816,37

R32 Habitation Bollène Ecluse 838925,17 6359809,92

P10 Entreprise EDF Tricastin 837921,23 6360609,16

R34 Habitation Est du site 838371,27 6362267,85

Tableau 13 : Liste des groupes de population présél ectionnés et leurs coordonnées Lambert 93

Pour l’ensemble des 14 groupes de population sélectionnés, le calcul de dose a été effectué, à l’aide du logiciel COMODORE, afin d’identifier le groupe de le plus exposé.



6 CALCUL DE DISPERSION ATMOSPHÉRIQUE ET AQUATIQUE

Préalablement au calcul d’impact dosimétrique réalisé à l’aide du logiciel de modélisation, COMODORE, deux calculs de dispersion des rejets radioactifs dans le milieu atmosphérique et aquatique sont réalisés par le logiciel :

• calcul de dispersion atmosphérique à l’aide du module de calcul COTRAM inclus dans le logiciel COMODORE ;

• calcul de dilution des rejets aqueux.

6.1 CALCUL DE DISPERSION ATMOSPHÉRIQUE À L’AIDE DU MODULE COTRAM

Les hypothèses suivantes sont considérées comme données d'entrée des évaluations sur la santé pour les effluents gazeux radioactifs.

6.1.1 Données météorologiques

Les données météorologiques retenues pour réaliser les modélisations sont une moyenne des trois années 2011 à 2013, obtenues à partir des données du mât météorologique implanté sur la plateforme AREVA du Tricastin (station de « la Piboulette »).

Les tableaux ci-après présentent les valeurs en fonction des classes de stabilité atmosphérique et de précipitations.



6.1.1.1 Conditions stables

Tableau 14 : Fréquence en origine des vents en fonc tion des différents secteurs de la rose des vents pour les conditions stables (2011 à 2013)



6.1.1.2 Conditions instables en présence de précipi tations

Tableau 15 : Fréquence en origine des vents en fonc tion des différents secteurs de la rose des vents pour les conditions instables en présence de précipitations (2011 à 2013)



6.1.1.3 Conditions instables en absence de précipit ations

Tableau 16 : Fréquence en origine des vents en fonc tion des différents secteurs de la rose des vents pour les conditions instables en absence de précipitation (2011 à 2013)



6.1.1.4 Rose des vents

La figure suivante présente la rose des vents de la plateforme AREVA du TRICASTIN (période entre 2011 et 2013) :

Figure 7 : Rose des vents exprimée en origine des v ents (2011 à 2013)



6.1.2 Distance et azimut des groupes de population par rapport à l’émissaire de rejets atmosphériques des opérations de démantèleme nt l’INB 93

Les données d’entrée nécessaires au module de dispersion atmosphérique COTRAM sont :

• la distance de l’émissaire de rejets atmosphériques à chaque groupe de population ;

• l’azimut entre l’émissaire de rejets atmosphériques et chaque groupe de population.

N° Nom du groupe de

population Usage Distance (m) Azimut (°)

R3 Faveyrolles Résidentiel 3620 0

P4 Centrale Biomasse Professionnel 1446 340

R12 Habitation Ouest site Résidentiel 1353 320

R14 Habitation Sud Ouest site Résidentiel 935 260

R16 Habitation Sud Ouest site Résidentiel 942 220

R19 Habitation Les Girardes Résidentiel 1850 200

R22 Habitation Clos de Bonnot Résidentiel 930 140

P7 Entreprise Clos de Bonnot Professionnel 865 160

R23 Habitation Sud Bartas Résidentiel 1967 180

R27 Prés Guérinés (PA9/RA9) Résidentiel 1797 140

R29 Bollène la Croisière

(PA10/RA10) Résidentiel 6341 180

R32 Habitation Bollène Ecluse Résidentiel 1932 100

P10 Entreprise EDF Tricastin Professionnel 1013 60

R34 Habitation Est du site Résidentiel 2517 40

Tableau 17 : Distance et azimut entre l’émissaire d e rejets atmosphériques et les groupes de population sélectionnés



6.2 CALCUL DE DISPERSION DANS LE MILIEU AQUATIQUE

Les effluents liquides sont collectés puis transférés vers une station de traitement des effluents liquides appropriée, la STEU de l’INB 138, avant rejet dans le canal de Donzère-Mondragon.

Les caractéristiques du canal de Donzère-Mondragon sont les suivantes :

• débit moyenné sur une année : 1 148 m3/s ;

• débit pendant la période d’irrigation : 934 m3/s.

Contrairement aux rejets atmosphériques où l’impact est modulé en fonction de la position et de la distance des groupes de population de référence par rapport au point de rejets, il est considéré, de manière majorante, que tous les groupes de population de référence sont exposés avec la même intensité aux rejets aqueux. En effet, l’impact lié aux rejets aqueux est calculé sur la base des concentrations en radionucléides dans l’eau après mélange et dispersion dans le canal de Donzère-Mondragon.

Le scénario retenu pour les rejets d’effluents liquides est donc fondé sur un groupe de population fictif, situé en aval hydraulique du point de rejet, avec des habitudes de consommations liées à des usages multiples de l’eau du canal. L’impact évalué avec ces concentrations est considéré comme identique pour tous les groupes de référence retenus, et ce même s’ils sont situés en amont hydrologique du site.

Selon un premier niveau d’approche majorant, il est considéré les scénarios d’exposition pénalisants suivants :

• la population irrigue ses cultures avec de l’eau en provenance du canal (en aval hydraulique du point de rejet) et se nourrit de produits cultivés sur ses terres ou à proximité ;

• la population consomme les poissons du canal (il n’est pas tenu compte des interdictions en vigueur5) ;

• les agglomérations environnantes sont pourvues de réseaux de distribution en eau potable alimentés par pompage direct dans le canal (alors qu’en réalité l’eau potable provient de captage dans la nappe profonde).

Ainsi, l’impact dosimétrique total au niveau d’un groupe de population de référence donné est obtenu en additionnant l’impact des rejets atmosphériques de ce groupe à celui des rejets aqueux au groupe de population fictif défini ci-avant.

5 Arrêté préfectoral Drôme / Ardèche référencé n°09-1676 et n°ARR-2009-120-4 concernant les interdictions de pêche dans le fleuve Rhône, du 30 avril 2009 interdit la consommation des poissons de fond pêchés dans le canal de Donzère-Mondragon (poissons migrants, aloses et anguilles)



7 RÉSULTATS DE LA DOSE EFFICACE ANNUELLE GLOBALE

Les paragraphes suivants présentent pour chaque étape de démantèlement émettant des rejets radiologiques (étapes 2, 3 et 4), chaque groupe de population sélectionné et les classes d’âges ([1-2 ans], [2-7 ans], [7-12 ans] et [adulte]), les résultats de dose efficace globale (mSv/an) due aux rejets atmosphériques et aqueux des opérations de démantèlement de l’INB 93.

7.1 ÉTAPE 2 : DOSE EFFICACE ANNUELLE GLOBALE

Les doses efficaces annuelles globales (mSv/an) (rejets atmosphériques et aqueux) concernant l’étape 2 pour les 14 groupes de population et classes d’âge étudiés sont présentées dans le tableau ci-après :

N° Groupes de population Dose efficace globale (mSv/an) par classe d’âge

[1-2ans] [2-7ans] [7-12ans] [adulte]

R3 Faveyrolles 3,92.10-7 4,87.10-7 5,32.10-7 5,63.10-7

P4 Centrale Biomasse 8,88.10-7 1,11.10-6 1,21.10-6 1,28.10-6

R12 Habitation Ouest site 3,95.10-7 4,91.10-7 5,37.10-7 5,67.10-7

R14 Habitation Sud Ouest site 3,34.10-7 4,16.10-7 4,55.10-7 4,80.10-7


R19 Habitation Les Girardes 8,06.10-6 9,98.10-6 1,09.10-5 1,16.10-5

R22 Habitation Clos de Bonnot 5,06.10-7 6,28.10-7 6,87.10-7 7,26.10-7

P7 Entreprise Clos de Bonnot 1,05.10-6 1,31.10-6 1,43.10-6 1,51.10-6

R23 Habitation Sud Bartas 2,99.10-6 3,71.10-6 4,06.10-6 4,30.10-6

R27 Prés Guérinés (PA9/RA9) 3,49.10-7 4,33.10-7 4,73.10-7 5,01.10-7

R29 Bollène la Croisière (PA10/RA10) 7,37.10-7 9,14.10-7 1,00.10-6 1,06.10-6

R32 Habitation Bollène Ecluse 3,07.10-7 3,82.10-7 4,17.10-7 4,41.10-7

P10 Entreprise EDF Tricastin 8,64.10-7 1,07.10-6 1,17.10-6 1,24.10-6

R34 Habitation Est du site 6,19.10-7 7,66.10-7 8,38.10-7 8,87.10-7

Tableau 18 : Étape 2 - Dose efficace annuelle globa le pour les 14 groupes de population et classes d’âges étudiés



Lors de l’étape 2, les rejets aqueux et atmosphériques émis par les opérations de démantèlement conduisent à une dose efficace globale maximale de 0,0000116 mSv/an pour la classe d’âge adulte du groupe de population « Habitation Les Girardes », soit 86 200 fois moins que la valeur limite réglementaire de référence de 1 mSv/an.


Les doses efficaces annuelles globales (mSv/an) (rejets atmosphériques et aqueux) concernant cette étape et pour les 14 groupes de population et classes d’âges étudiés sont présentées dans les tableaux ci-après :



R3 Faveyrolles 5,95.10-6 7,38.10-6 8,07.10-6 8,55.10-6















Lors de l’étape 3, les rejets aqueux et atmosphériques émis par les opérations de démantèlement conduisent à une dose efficace globale maximale de 0,000177 mSv/an pour la classe d’âge adulte du groupe de population « Habitation Les Girardes », soit 5 650 moins que la valeur limite réglementaire de référence de 1 mSv/an.




Les doses efficaces annuelles globales (rejets atmosphériques et aqueux) concernant cette étape et pour les 14 groupes de population et classes d’âge étudiés sont présentées dans les tableaux ci-après :



R3 Faveyrolles 3,67.10-6 4,55.10-6 4,98.10-6 5,28.10-6















Lors de l’étape 4, les rejets aqueux et atmosphériques émis par les opérations de démantèlement conduisent à une dose efficace globale maximale de 0,000109 mSv/an pour la classe d’âge adulte du groupe de population « Habitation Les Girardes », soit un facteur de 9 170 moins que la valeur limite réglementaire de référence des 1 mSv/an.



7.4 CONCLUSIONS DES RÉSULTATS DES DOSES EFFICACES T OTALES PAR ÉTAPE ET GROUPE(S) DE POPULATION ASSOCIÉ(S)

En termes d’impact dosimétrique, les résultats obtenus pour tous les groupes de population étudiés associés aux différentes étapes de démantèlement, montrent que l’impact des rejets radioactifs (aqueux et atmosphériques) de l’INB 93 est très faible. En effet, le groupe de population le plus exposé aux rejets atmosphériques et aqueux est la population adulte « Les Girardes » lors de l’étape 3 du démantèlement. Pour rappel, la dose efficace globale de ce groupe de population est de 1,77.10-4 mSv/an. Cette valeur de dose 5 650 fois inférieure à la limite de dose acceptable pour le public de 1 mSv/an (Code de la Santé publique).

Les doses efficaces annuelles globales (mSv/an) concernant le groupe de population « Les Girardes » associées aux classes d’âge étudiées lors de l’étape 3 du démantèlement, sont représentées sur la figure suivante.

Figure 8 : Représentation des résultats de doses ef ficaces globales annuelles obtenus (mSv/an) pour l’ensemble des classes d’âge du group e de population « Les Girardes » lors

de l’étape 3 du démantèlement de l’INB 93

Symbole Dose efficace global (mSv/an)

1,77.10-4

1,67.10-4

1,53.10-4

1,24.10-4

Tableau 21 : Légende de la figure représentant les résultats de calcul de dose efficace globale



• Conversion de l’impact dosimétrique en Excès de Risque Individuel (ERI)

A titre d’information et conformément aux recommandations formulées par les Agences Régionales de Santé (ARS) sur de précédents dossiers de demande d’autorisation, la dose annuelle calculée peut être mise en perspective avec un Excès de Risque Individuel. Ce calcul est cependant à prendre avec certaines réserves, comme l’indique la CIPR6.

Réserves associées à la conversion d’une évaluation d’impact dosimétrique en un excès de risque individuel et coefficient de con version

Les effets attendus d’une exposition à faibles doses aux rayonnements ionisants sont de type stochastique : pathologies cancéreuses et maladies héréditaires. Du fait des incertitudes quant aux effets sur la santé des faibles doses, la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR) estime qu’il est inapproprié de transformer les évaluations d’impact dosimétrique en risque d’apparition d’effets sanitaires, du fait d’une exposition aux rayonnements ionisants.

Moyennant cette réserve, une mise en perspective du calcul d’impact dosimétrique des rejets peut être réalisée à partir du coefficient de risque nominal après exposition à faible débit de dose, évalué à 5,7.10-2 par Sv, par la CIPR dans sa publication n°103.

Selon les principes énoncés par la CIPR (publication n°103, 2007), l’impact dosimétrique lors de l’étape 3, égal au plus à de 1,77.10-4 mSv/an pour le groupe de population « Les Girardes » correspondrait à un excès de risque individuel de 1,01.10-8.

Ce qui revient à dire qu’il faudrait qu’il y ait localement plus de 98,6 millions d’habitants, présents toute l’année au point d’exposition maximal pour obtenir statistiquement un cas de cancer ou une maladie héréditaire attribuable aux rejets radioactifs du site du Tricastin,

L’impact calculé, évalué de cette manière, est donc considéré comme quasiment nul et de ce fait négligeable.

6 Commission internationale de protection radiologique.



7.5 ETUDE DE SENSIBILITÉ (SCÉNARIO ENVELOPPE) 7.5.1 Description

Une étude de sensibilité présente l’évaluation des rejets radiologiques atmosphériques du scénario enveloppe sur la santé du projet de démantèlement de l’INB 93. Il n’y a pas de scénario de rejets radiologiques aqueux enveloppe dans cette étude.

Le terme source retenu pour les rejets atmosphériques du scénario enveloppe est présenté dans le tableau suivant. Quelle que soit l’étape de démantèlement (2, 3 ou 4), les rejets atmosphériques radiologiques ont été déterminés à partir de la valeur limite enveloppe en uranium et de sa composition en radioéléments. Par ailleurs, même si le terme source du rejet enveloppe est identique quelle que soit l’étape du démantèlement, les durées de ces étapes étant différentes, la dose efficace totale est calculée pour chacune d’entre elles pour l’adulte le plus exposé du lieu-dit « Les Girardes ».

Radionucléides Activité (Bq/an) Masse d’uranium (kg/an) 238U 2,59.106

0,22

234Th 2,59.106

234mPa 2,59.106

234U 2,54.107

230Th 6,20.104

226Ra 4,13.102

235U 8,79.105

231Th 8,81.105

231Pa 5,24.103

227Ac 1,33.103

232U 1,80.104

236U 1,32.105

99Tc 1,40.103

Total 3,51.10 7

Tableau 22 : Estimation des rejets atmosphériques r adiologiques retenus pour le scénario enveloppe



Le tableau suivant présente les résultats de calculs de doses efficaces totales relatives au scénario atmosphérique radiologique enveloppe, pour chaque étape de démantèlement concernée (étapes 2 à 4) de la classe d’âge adulte du groupe de population « Les Girardes ».

Étape de démantèlement Étape 2 Étape 3 Étape 4

Dose efficace totale (mSv/an) 2,32.10-4 2,32.10-4 2,32.10-4

Tableau 23 : Dose efficace totale reçue par le grou pe le plus exposé, adulte du lieu-dit « Les Girardes », pour un scénario de rejets radiol ogiques atmosphériques enveloppe

7.5.2 Conclusion des résultats

Quelle que soit l’étape de démantèlement étudiée, dans le cadre d’un scénario de rejets radiologiques enveloppe, la dose efficace totale reçue par un adulte du lieu-dit « Les Girardes » est de 0,000232 mSv/an. Cette valeur est largement inférieure (4 310 fois) par rapport à la valeur réglementaire de 1 mSv/an (Code de la santé publique). Par rapport à la dose efficace totale reçue par un adulte du groupe de population du lieu-dit « Les Girardes » lors de la modélisation d’un scénario de rejets réels (0,000177 mSv/an), la dose totale dite « enveloppe » est 1,3 fois plus élevée.



8 RÉSULTATS DU CALCUL D’IMPACT DOSIMÉTRIQUE DÉTAILL ÉS POUR LE GROUPE LE PLUS EXPOSÉ, « LES GIRARDES » LOR S DE L’ÉTAPE 3 DU DÉMANTÈLEMENT CHEZ L’ADULTE (HORS ÉTUDE DE SENSIBILITÉ)

Ce paragraphe présente les résultats détaillés des calculs d’activités et de doses pour les rejets aqueux et atmosphériques de l’étape 3 du démantèlement de l’INB 93 pour le groupe de population le plus exposé, « Les Girardes » chez l’adulte (hors étude de sensibilité).

8.1 PARAMÈTRES DE DISPERSION CARACTÉRISTIQUES DU GR OUPE DE POPULATION LE PLUS EXPOSÉ « LES GIRARDES »

Les paramètres de dispersion atmosphérique et aquatique du groupe de population le plus exposé sont présentés dans le tableau ci-après :

Paramètres de dispersion Valeurs

Caractéristiques Émissaire 45 m

Coefficient de transfert atmosphérique pour les aérosols (s/m3) 2,81.10-6

Coefficient de transfert atmosphérique pour les gaz rares, le tritium et le carbone 14 (s/m3)

2,84.10-6

Débit de dépôt sec (Bq.m-2.s-1/Bq.s-1 rejeté)

Compte tenu des très faibles valeurs des radiations dues au tritium pas de valeur spécifique pour le tritium

1,40.10-8

Débit de dépôt humide (Bq.m-2.s-1/Bq.s-1 rejeté) 7,20.10-10

Débit de dépôt total (Bq.m-2.s-1/Bq.s-1 rejeté) 1,48.10-8

Débit de la rivière moyennée sur une année (m3/s) 1 148

Débit de la rivière pendant la période d'irrigation (m3/s) 934

Tableau 24 : Paramètres de dispersion atmosphérique et aquatique du groupe de population le plus exposé – Les Girardes



8.2 EVALUATION DES TRANSFERTS DANS LES DIFFÉRENTS M ILIEUX D’EXPOSITION

8.2.1 Activité due aux rejets aqueux dans les eaux brutes et filtrées

Le logiciel fait l'hypothèse d'une dilution instantanée des radionucléides dans l'eau de la rivière sur toute la largeur et la hauteur du cours d'eau.

Les eaux filtrées sont utilisées pour le scénario « ingestion de poisson » et « ingestion d’eau de boisson ».

Les eaux brutes sont utilisées pour le scénario « irrigation ».

Radionucléides Eaux brutes (Bq/m 3) Eaux filtrées (Bq/m 3)

238U 9,42.10-6 9,39.10-6

234Th 9,45.10-6 8,16.10-7

234Pa 9,42.10-6 2,49.10-6

234U 9,25.10-5 9,23.10-5

230Th 2,26.10-7 1,95.10-8

226Ra 1,50.10-9 1,06.10-9

235U 3,20.10-6 3,20.10-6

231Th 3,20.10-6 2,77.10-7

231Pa 1,91.10-8 5,04.10-9

227Ac 4,83.10-9 7,36.10-10

232U 6,55.10-8 6,53.10-8

236U 4,78.10-7 4,77.10-7

99Tc 5.08.10-9 5,08.10-9

Tableau 25 : Activité moyenne dans les eaux brutes et filtrées (Bq/m 3) – Les Girardes



8.2.2 Activité due aux rejets aqueux et atmosphériq ues dans les sols

Les activités du sol dues aux rejets aqueux (herbe et foin / végétaux et produits maraichers) sont présentées dans le tableau ci-après :

Radionucléides Activité du sol (Herbe et Foin) (Bq/kg sec)

Activité du sol (Végétaux et Produits maraîchers) (Bq/kg sec)

238U 5,07.10-7 8,46.10-8 234Th 8,78.10-9 1,46.10-9 234Pa 1,02.10-10 1,69.10-11 234U 4,98.10-6 8,31.10-7

230Th 1,40.10-8 2,34.10-9 226Ra 9,3210-11 1,55.10-11 235U 1,73.10-7 2,88.10-8

231Th 1,32.10-10 2,19.10-11 231Pa 1,18.10-9 1,97.10-10 227Ac 2,71.10-10 4,52.10-11 232U 3,42.10-9 5,71.10-10 236U 2,57.10-8 4,29.10-9 99Tc 7,87.10-12 1,31.10-12

Tableau 26 : Activités du sol (Bq/kg sec) dues aux rejets aqueux - Les Girardes

Les activités du sol dues aux rejets atmosphériques sont présentées dans le tableau ci-après :

Radionucléides Activité du sol (Bq/m 2) 238U 1,62.10-1

234Th 2,79.10-3 234Pa 3,24.10-5 234U 1,58.100

230Th 4,45.10-3 226Ra 2,96.10-5 235U 5,48.10-2

231Th 4,18.10-5 231Pa 3,76.10-4 227Ac 8,59.10-5 232U 1,09.10-3 236U 8,24.10-3 99Tc 2,51.10-6

Tableau 27 : Activités du sol (Bq/m 2) dues aux rejets atmosphériques - Les Girardes



8.2.3 Activité due aux rejets aqueux et atmosphériq ues dans les produits animaux

Les activités des poissons dues aux rejets aqueux sont présentées dans le tableau ci-après :

Radionucléides Activité des poissons (Bq/kg frais) 238U 9,02.10-9

234Th 4,89.10-9 234Pa 2,49.10-8 234U 8,8610-8

230Th 1,17.10-10 226Ra 4,26.10-12 235U 3,07.10-9

231Th 1,66.10-9 231Pa 5,04.10-11 227Ac 1,84.10-11 232U 6,27.10-11 236U 4,57.10-10 99Tc 1,02.10-10

Tableau 28 : Activités des poissons de rivière (Bq/ kg frais) - Les Girardes

Les activités dues aux rejets aqueux par type d’animal sont présentées dans le tableau ci-après :

Radio nucléides

Activités par type d’animal (Bq/kg frais)

Bœuf Veau Mouton Porc Volaille Œuf Lait de vache

238U 1,27.10-9 8,57.10-10 1,48.10-9 1,85.10-8 3,55.10-11 1,00.10-11 5,95.10-9 234Th 4,62.10-10 6,44.10-12 4,14.10-10 5,38.10-10 8,05.10-12 4,02.10-12 9,67.10-12 234Pa 2,47.10-10 4,92.10-13 4,97.10-10 4,72.10-10 7,54.10-12 3,77.10-12 1,68.10-12 234U 1,25.10-8 8,42.10-9 1,45.10-8 1,82..10-7 3,48.10-10 9,85.10-11 5,85.10-8

230Th 1,87.10-11 9,91.10-12 1,87.10-11 1,05.10-10 8,12.10-13 4,06.10-13 4,11.10-13 226Ra 1,05.10-12 5,29.10-13 7,02.10-13 1,86.10-14 1,34.10-15 2,72.10-13 2,34.10-13 235U 4,33.10-10 2,92.10-10 5,03.10-10 6,29.10-9 1,21.10-11 3,41.10-12 2,03.10-9

231Th 3,11.10-11 1,13.10-13 2,75.10-11 1,61.10-10 2,57.10-12 1,28.10-12 8,02.10-13 231Pa 8,63.10-12 3,65.10-12 1,92.10-11 9,10.10-12 7,17.10-14 3,58.10-14 4,38.10-14 227Ac 1,68.10-13 8,37.10-14 3,82.10-13 2,07.10-12 1,62.10-14 8,11.10-15 5,06.10-15 232U 8,82.10-12 5,83.10-12 1,02.10-11 1,26.10-10 2,42.10-13 6,83.10-14 4,12.10-11 236U 6,46.10-11 4,35.10-11 7,50.10-11 9,39.10-10 1,80.10-12 5,09.10-13 3,02.10-10 99Tc 2,85.10-s12 3,32.10-11 5,44.10-11 1,99.10-13 5,25.10-14 3,33.10-12 3,09.10-11

Tableau 29 : Activités des produits animaux (Bq/kg frais) dues aux rejets aqueux - Les Girardes



Les activités dues aux rejets atmosphériques par type d’animal sont présentées dans le tableau ci-après :

Radio nucléides

Activités par type d’animal (Bq/kg frais)

Bœuf Veau Mouton Porc Volaille Œuf Lait de vache 238U 1,17.10-5 5,18.10-6 1,17.10-5 1,04.10-4 2,22.10-7 6,28.10-8 6,24.10-5

234Th 4,01.10-6 2,82.10-8 3,58.10-6 5,57.10-7 6,53.10-9 3,27.10-9 8,02.10-8 234Pa 5,57.10-7 1,6.10-9 1,15.10-6 2,89.10-9 1,73.10-11 8,63.10-12 2,51.10-9 234U 1,15.10-4 5,08.10-5 1,14.10-4 1,02.10-3 2,18.10-6 6,15.10-7 6,11.10-4

230Th 1,69.10-7 4,20.10-8 1,43.10-7 5,39.10-7 4,92.10-9 2,46.10-9 4,19.10-9 226Ra 8,86.10-9 2,46.10-9 5,12.10-9 9,64.10-11 8,14.10-12 1,64.10-9 2,23.10-9 235U 3,98.10-6 1,76.10-6 3,95.10-6 3,52.10-5 7,53.10-8 2,13.10-8 2,11.10-5

231Th 1,57.10-7 4,69.10-10 1,41.10-7 3,72.10-9 2,23.10-11 1.12.10-11 3,07.10-9 231Pa 6,94.10-8 1,55.10-8 1,36.10-7 4,64.10-8 4,29.10-10 2,15.10-10 3,93.10-10 227Ac 1,53.10-9 3,53.10-10 2,99.10-9 1,07.10-8 9,98.10-11 4,99.10-11 5,27.10-11 232U 8,11.10-8 3,53.10-8 8,03.10-8 7,05.10-7 1,51.10-9 4,28.10-10 4,31.10-7 236U 5,99.10-7 2,64.10-7 5,95.10-7 5,30.10-6 1,13.10-8 3,20.10-9 3,18.10-6 99Tc 2,09.10-8 2,64.10-7 3,77.10-7 1,62.10-9 4,75.10-10 3,01.10-8 2,46.10-7

Tableau 30 : Activités des produits animaux (Bq/kg frais) dues aux rejets atmosphériques - Les Girardes



8.2.4 Activité due aux rejets aqueux et atmosphériq ues dans les produits végétaux

Les activités dues aux rejets aqueux par type de végétal sont présentées dans le tableau ci-après :

Radio nucléides

Activités par type d’espèce végétale (Bq/kg frais)

Foin Herbe Maïs Céréales Légumes racines

Fruits Légumes

fruits Légumes feuilles

238U 2,92.10-8 6,73.10-8 7,54.10-9 1,76.10-9 5,76.10-8 2,95.10-10 7,69.10-10 5,79.10-8 234Th 1,57.10-8 4,67.10-8 4,82.10-9 4,81.10-8 3,63.10-8 1,86.10-12 3,03.10-10 4,05.10-8 234Pa 5,02.10-10 1,50.10-9 1,50.10-10 1,5.10-9 1,12.10-9 9,84.10-14 9,3910-12 1,31.10-9 234U 2,87.10-7 6,61.10-7 7,40.10-8 1,73.10-8 5,65.10-7 2,89.10-9 7,55.10-9 5,68.10-7

230Th 7,97.10-10 1,66.10-9 1,77.10-10 1,76.10-9 1,37.10-9 1,39.10-13 1,15.10-11 1,38.10-9 226Ra 3,71.10-12 1,31.10-11 1,26.10-12 1,19.10-11 9,24.10-12 1,12.10-13 1,88.10-13 9,33.10-12 235U 9,94.10-9 2,29.10-8 2,56.10-9 5,99.10-10 1,96.10-8 1,00.10-10 2,62.10-10 1,97.10-8

231Th 6,14.10-10 1,84.10-9 1,84.10-10 1,83.10-9 1,38.10-9 6,95.10-14 1,15.10-11 1,60.10-9 231Pa 9,24.10-11 1,83.10-10 2,27.10-11 1,56.10-10 1,24.10-10 4,99.10-13 1,46.10-12 1,24.10-10 227Ac 1,17.10-11 3,45.10-11 3,80.10-12 3,76.10-11 2,94.10-11 4,67.10-14 2,9.10-13 2,96.10-11 232U 2,02.10-10 4,68.10-10 5,23.10-11 1,22.10-11 4,00.10-10 1,99.10-12 5,28.10-12 4,02.10-10 236U 1,48.10-9 3,42.10-9 3,82.10-10 8,93.10-11 2,92.10-9 1,49.10-11 3,90.10-11 2,94.10-9 99Tc 1,25.10-10 6,52.10-11 6,55.10-12 4,03.10-11 7,33.10-12 1,45.10-12 2,73.10-12 5,73.10-11

Tableau 31 : Activités des produits végétaux (Bq/kg frais) dues aux rejets aqueux - Les Girardes



Les activités dues aux rejets atmosphériques par type de végétal sont présentées dans le tableau ci-après :

Radio nucléides

Activités par type d’espèce végétale (Bq/kg frais)

Foin Herbe Maïs Céréales Légumes racines

Fruits Légumes

fruits Légumes feuilles

238U 8,4.10-4 8,42.10-4 2,67.10-4 5,46.10-5 5,5.10-4 4,72.10-6 3,25.10-6 2,44.10-4 234Th 5,64.10-4 4,46.10-4 1,75.10-4 1,75.10-3 3,47.10-4 2,20.10-6 1,28.10-6 1,71.10-4 234Pa 1,81.10-5 1,43.10-5 5,44.10-6 5,44.10-5 1,07.10-5 6,83.10-8 3,96.10-8 5,52.10-6 234U 8,23.10-3 6,29.10-3 2,62.10-3 5,35.10-4 5,39.10-3 4,62.10-5 3,19.10-5 2,39.10-3

230Th 2,05.10-5 1,55.10-5 6,37.10-6 6,37.10-5 1,31.10-5 8,34.10-8 4,85.10-8 5,81.10-6 226Ra 1,3.10-7 1,12.10-7 4,28.10-8 4,25.10-7 8,77.10-8 1,03.10-9 7,94.10-10 3,93.10-8 235U 2,85.10-4 2,18.10-4 9,06.10-5 1,85.10-5 1,86.10-4 1,6.10-6 1,10.10-6 8,28.10-5

231Th 2,22.10-5 1,75.10-5 6,66.10-6 6,66.10-5 1,32.10-5 8,34.10-8 4,83.10-8 6,76.10-6 231Pa 1,84.10-6 1,49.10-6 5,72.10-7 5,42.10-6 1,14.10-6 9,12.10-9 6,16.10-9 5,25.10-7 227Ac 4,14.10-7 3,27.10-7 1,36.10-7 1,36.10-6 2,79.10-7 1,96.10-9 1,22.10-9 1,24.10-7 232U 5,80.10-6 4,44.10-6 1,85.10-6 3,7710-7 3,8.10-6 3,24.10-8 2,23.10-8 1,69.10-6 236U 4,28.10-5 3,28.10-5 1,36.10-5 2,78.10-6 2,8.10-5 2,41.10-7 1,66.10-7 1,25.10-5 99Tc 9,2.10-7 4,7.10-7 1,55.10-7 1,44.10-6 4,77.10-8 1,55.10-8 1,16.10-8 2,43.10-7

Tableau 32 : Activités des produits végétaux (Bq/kg frais) dues aux rejets atmosphériques – Les Girardes



8.2.5 Activité due aux rejets aqueux et atmosphériq ues dans les produits dérivés

Les activités dues aux rejets aqueux par type de produits dérivés sont présentées dans le tableau ci-après :

Radionucléides Activité des produits laitiers (Bq/l) Activité du vin (Bq/l) 238U 5,95.10-9 1,14.10-9

234Th 9,67.10-12 7,2.10-12 234Pa 1,68.10-12 3,81.10-13 234U 5,85.10-8 1,12.10-8

230Th 4,11.10-13 5,37.10-13 226Ra 2,34.10-13 4,34.10-13 235U 2,03.10-9 3,88.10-10

231Th 8,02.10-13 2,69.10-13 231Pa 4,38.10-14 1,93.10-12 227Ac 5,06.10-15 1,81.10-13 232U 4,12.10-11 7,70.10-12 236U 3,02.10-10 5,78.10-11 99Tc 3,09.10-11 5,61.10-12

Tableau 33 : Activités dues aux rejets aqueux des p roduits dérivés (Bq/l) - Les Girardes Les activités dues aux rejets atmosphériques par type de produits dérivés sont présentées dans le tableau ci-après :

Radionucléides Activité des produits laitiers (Bq/l) Activité du vin (Bq/l) 238U 6,24.10-5 1,83.10-5

234Th 8,02.10-8 8,52.10-6 234Pa 2,51.10-9 2,64.10-7 234U 6,11.10-4 1,79.10-4

230Th 4,19.10-9 3,23.10-7 226Ra 2,23.10-9 3,97.10-9 235U 2,11.10-5 6,19.10-6

231Th 3,07.10-9 3,23.10-7 231Pa 3,93.10-10 3,53.10-8 227Ac 5,27.10-11 7,59.10-9 232U 4,31.10-7 1,25.10-7 236U 3,18.10-6 9,31.10-7 99Tc 2,46.10-7 6,01.10-8

Tableau 34 : Activités dues aux rejets atmosphériqu es des produits dérivés (Bq/l) - Les Girardes



8.2.6 Activités de l’air dues aux rejets atmosphéri ques

Les activités de l’air dues aux rejets atmosphériques (Bq/m3) au niveau des Girardes sont présentées dans le tableau ci-après :

Radionucléides Activité de l’air (Bq/m 3) 238U 1,77.10-7

234Th 1,76.10-7 234Pa 1,76.10-7 234U 1,73.10-6

230Th 4,23.10-9 226Ra 2,82.10-11 235U 6,00.10-8

231Th 5,99.10-8 231Pa 3,58.10-10 227Ac 9,03.10-11 232U 1,22.10-9 236U 9,03.10-9 99Tc 9,54.10-11

Tableau 35 : Activités de l’air dues aux rejets atm osphériques (Bq/m 3) – Les Girardes



8.3 EVALUATION DES NIVEAUX D’ACTIVITÉS INGÉRÉES OU INHALÉES CHEZ L’ADULTE DU GROUPE DE POPULATION « LES GIRARDES »

8.3.1 Activités ingérées lors de la consommation d’ eau

Les activités ingérées (Bq/an) lors de la consommation d’eau chez l’adulte dues aux rejets aqueux sont présentées au tableau ci-après :

Radionucléides Activité ingérée Adulte (Bq/an) 238U 3,32.10-6

234Th 2,88.10-7 234Pa 8,79.10-7 234U 3,26.10-5

230Th 6,88.10-9 226Ra 3,76.10-10 235U 1,13.10-6

231Th 9,77.10-8 231Pa 1,78.10-9 227Ac 2,60.10-10 232U 2,30.10-8 236U 1,68.10-7 99Tc 1,79.10-9

Tableau 36 : Activités ingérées lors de la consomma tion d’eau dues aux rejets aqueux chez l’adulte (Bq/an) – Les Girardes



8.3.2 Activités ingérées lors de l’ingestion de sol par inadvertance

Les activités ingérées (Bq/an) lors de l’ingestion de sol par inadvertance chez l’adulte dues aux rejets aqueux sont présentées dans le tableau ci-après :


234Th 1,61.10-10 234Pa 1,86.10-12 234U 9,12.10-8

230Th 2,56.10-10 226Ra 1,70.10-12 235U 3,16.10-9

231Th 2,41.10-12 231Pa 2,17.10-11 227Ac 4,96.10-12 232U 6,27.10-11 236U 4,71.10-10 99Tc 1,44.10-13

Tableau 37 : Activités ingérées lors de l’ingestion de sol par inadvertance dues aux rejets aqueux chez l’adulte (Bq/an) – Les Girardes

Les activités ingérées lors de l’ingestion de sol par inadvertance chez l’adulte dues aux rejets atmosphériques sont présentées dans le tableau ci-après :


234Th 6,8.10-7 234Pa 7,9.10-9 234U 3,96.10-4

230Th 1,09.10-6 226Ra 7,22.10-9 235U 1,34.10-5

231Th 1,02.10-8 231Pa 9,18.10-8 227Ac 2,10.10-8 232U 2,85.10-7 236U 2,01.10-6 99Tc 6,13.10-10

Tableau 38 : Activités ingérées lors de l’ingestion de sol par inadvertance dues aux rejets atmosphériques chez l’adulte (Bq/an ) – Les Girardes



8.3.3 Activités ingérées lors de la consommation de produits animaux Les activités ingérées (Bq/an) lors de la consommation de poissons de rivière chez l’adulte dues aux rejets aqueux sont présentées au tableau ci-après :

Radionucléides Activité ingérée adulte (Bq/an) 238U 3,18.10-8

234Th 1,73.10-8 234Pa 8,78.10-8 234U 3,13.10-7

230Th 4,12.10-10 226Ra 1,50.10-11 235U 1,08.10-8

231Th 5,86.10-9 231Pa 1,78.10-10 227Ac 6,49.10-11 232U 2,21.10-10 236U 1,61.10-9 99Tc 3,59.10-10

Tableau 39 : Activités ingérées lors de la consomma tion de poissons de rivière dues aux rejets aqueux chez l’adulte (Bq/an) – Les Girardes

Les activités ingérées (Bq/an) lors de la consommation de produits d’origine animale chez l’adulte dues aux rejets aqueux sont présentées au tableau ci-après :


234Th 2,91.10-10 234Pa 2,66.10-10 234U 4,77.10-8

230Th 4,08.10-11 226Ra 1,33.10-12 235U 1,65.10-9

231Th 9,06.10-11 231Pa 3,56.10-12 227Ac 8,09.10-13 232U 3,30.10-11 236U 2,47.10-10 99Tc 1,69.10-11

Tableau 40 : Activités ingérées lors de la consomma tion de produits d’origine animale dues aux rejets aqueux chez l’adulte (Bq/an) – Les Girardes



Les activités ingérées (Bq/an) lors de la consommation de produits d’origine animale chez l’adulte dues aux rejets atmosphériques sont présentées au tableau ci-après :


234Th 2,64.10-7 234Pa 1,01.10-9 234U 2,72.10-4

230Th 2,25.10-7 226Ra 8,03.10-9 235U 9,40.10-6

231Th 1,31.10-9 231Pa 1,95.10-8 227Ac 4,52.10-9 232U 1.89.10-7 236U 1,42.10-6 99Tc 1,53.10-7

Tableau 41 : Activités ingérées lors de la consomma tion de produits d’origine animale dues aux rejets atmosphériques chez l’adulte (Bq/an ) – Les Girardes



8.3.4 Activités ingérées lors de la consommation de produits végétaux Les activités ingérées lors de la consommation de végétaux chez l’adulte (classe d’âge la plus exposée) dues aux rejets aqueux sont présentées dans le tableau suivant.

Radionucléides Activité ingérée chez l’adulte (Bq/an) 238U 7,10.10-6

234Th 4,70.10-6 234Pa 1,49.10-7 234U 6,97.10-5

230Th 1,68.10-7 226Ra 1,15.10-9 235U 2,41.10-6

231Th 1,82.10-7 231Pa 1,52.10-8 227Ac 3,61.10-9 232U 4,93.10-8 236U 3,60.10-7 99Tc 4,26.10-9

Tableau 42 : Activités ingérées lors de la consomma tion de végétaux dues aux rejets aqueux chez l’adulte (Bq/an) – Les Girardes

Les activités ingérées lors de la consommation de végétaux chez l’adulte (classe d’âge la plus exposée) dues aux rejets atmosphériques sont présentées dans le tableau suivant.


234Th 3,15.10-2 234Pa 9,90.10-4 234U 4,75.10-1

230Th 1,15.10-3 226Ra 7,79.10-6 235U 1,64.10-2

231Th 1,21.10-3 231Pa 1,02.10-4 227Ac 2,46.10-5 232U 3,35.10-4 236U 2,47.10-3 99Tc 1,96.10-5

Tableau 43 : Activités ingérées lors de la consomma tion de végétaux dues aux rejets atmosphériques chez l’adulte (Bq/an ) – Les Girardes



8.3.5 Activités ingérées lors de la consommation de produits dérivés Les activités ingérées (Bq/an) lors de la consommation de produits dérivés chez l’adulte dues aux rejets aqueux sont présentées au tableau ci-après :


234Th 2,88.10-10 234Pa 1,60.10-11 234U 4,75.10-7

230Th 2,13.10-11 226Ra 1,72.10-11 235U 1,64.10-8

231Th 1,10.10-11 231Pa 7,58.10-11 227Ac 7,09.10-12 232U 3,27.10-10 236U 2,45.10-9 99Tc 2,39.10-10

Tableau 44 : Activités ingérées lors de la consomma tion de produits dérivés dues aux rejets aqueux chez l’adulte (Bq/an) –Les G irardes

Les activités ingérées lors de la consommation de produits dérivés chez l’adulte dues aux rejets atmosphériques sont présentées au tableau ci-après :

Radionucléides Activité ingérée Adulte (Bq/an) 238U 7.54.10-4

234Th 3.34.10-4 234Pa 1.04.10-5 234U 7.39.10-3

230Th 1.27.10-5 226Ra 1.57.10-7 235U 2.55.10-4

231Th 1.27.10-5 231Pa 1.38.10-6 227Ac 2.98.10-7 232U 5.18.10-6 236U 3.85.10-5 99Tc 2.51.10-6

Tableau 45 : Activités ingérées lors de la consomma tion de produits dérivés dues aux rejets atmosphériques chez l’adulte (Bq/an ) – Les Girardes



8.3.6 Activités inhalées

Les activités par inhalation (Bq/an) chez l’adulte, sont présentées dans le tableau suivant :

Radionucléides Activité inhalée Adulte (Bq/an) 238U 1,43.10-3

234Th 1,43.10-3 234Pa 1,43.10-3 234U 1,40.10-2

230Th 3,43.10-5 226Ra 2,28.10-7 235U 4,86.10-4

231Th 4,85.10-4 231Pa 2,90.10-6 227Ac 7,31.10-7 232U 9,92.10-6 236U 7,31.10-5 99Tc 7,72.10-7

Tableau 46 : Activités inhalées (Bq/an) chez l’adul te – Les Girardes



8.4 DOSE EFFICACE ANNUELLE GLOBALE CHEZ L’ADULTE

Le tableau ci-après, présente, pour le groupe de population le plus exposé « les Girardes » et pour l’ensemble des voies d’exposition aux rejets aqueux et atmosphériques des opérations de démantèlement de l’étape 3 de l’INB 93, la dose reçue (mSv/an) chez l’adulte.

Voies d’exposition « Les Girardes » Dose

Adulte (mSv/an)

Contribution de chaque voie

d’exposition à la dose globale chez l’adulte

(%)

Rejets atmosphériques - Ingestion de produits terrestres

(origine animale et végétale) 2,73.10-5 15,3

Rejets atmosphériques - Ingestion de sol par inadvertance

2,18.10-8 ~0,01

Rejets atmosphériques - Exposition externe au dépôt 1,65.10-7 0,09

Rejets atmosphériques - Exposition externe au panache

5,37.10-10 0,0003

Rejets atmosphériques - Inhalation 1,50.10-4 84,6

Rejets aqueux - Ingestion de produits terrestres 3,98.10-9 ~0,002

Rejets aqueux - Ingestion de sol par inadvertance 5,15.10-12 0,000003

Rejets aqueux - Ingestion d'eau 1,82.10-9 0,001

Rejets aqueux - Ingestion de poissons 1,78.10-11 0,00001

Somme 1,77.10 -4 100

Tableau 47 : Dose efficace globale (mSv/an) – Les G irardes



8.5 ÉVALUATION GLOBALE DES NIVEAUX D'EXPOSITION DE LA POPULATION 8.5.1 Tableaux de synthèse pour les rejets aqueux

Les niveaux d’exposition chez l’adulte (mSv/an) concernant les rejets aqueux sont présentés dans le tableau ci-après :

Radionucléides Dose Adulte (mSv/an) 238U 4,73.10-10

234Th 1,70.10-11 234Pa 5,69.10-13 234U 5,06.10-9

230Th 3,69.10-11 226Ra 4,37.10-13 235U 1,68.10-10

231Th 9,72.10-14 231Pa 1,23.10-11 227Ac 4,34.10-12 232U 2,41.10-11 236U 2,51.10-11 99Tc 4,27.10-15

Total 5,82.10-9

Tableau 48 : Tableau de synthèse pour les rejets aq ueux des niveaux d’exposition (mSv/an) chez l’adulte



8.5.2 Tableaux de synthèse pour les rejets atmosphé riques

Les niveaux d’exposition (mSv/an) chez l’adulte concernant les rejets atmosphériques sont présentés dans le tableau ci-après :

Radionucléides Dose adulte (mSv/an) 238U 1,37.10-5

234Th 1,20.10-7 234Pa 2,63.10-9 234U 1,56.10-4

230Th 7,24.10-7 226Ra 4,40.10-9 235U 5,05.10-6

231Th 5,91.10-10 231Pa 4,79.10-7 227Ac 4,30.10-7 232U 4,79.10-7 236U 7,54.10-7 99Tc 2,43.10-11

Total 1,77.10 -4

Tableau 49 : Tableau de synthèse pour les rejets at mosphériques des niveaux d’exposition (mSv/an) chez l’adulte – L es Girardes



8.6 CONCLUSION SUR LE CALCUL D’IMPACT DOSIMÉTRIQUE DÉTAILLÉ

Pour rappel, la dose maximale reçue par les populations voisines de la plateforme AREVA du Tricastin est de 0,000177 mSv/an (classe d’âge adulte du groupe de population « Les Girardes ») pendant l’étape 3 du démantèlement de l’INB 93. Cette dose est 5 650 fois inférieure à la valeur réglementaire de 1 mSv/an définie par le Code de la santé publique.

Cette dose se caractérise de la manière suivante :

• 85 % de l’impact dosimétrique globale est dû à l’inhalation des rejets atmosphériques et 15 % à l’ingestion de produits terrestres contaminés par les rejets atmosphériques ;

• les autres voies d’exposition sont négligeables, inférieures à 0,10 % ;

• toutes voies d’exposition confondues, la dose totale est principalement due à l’234U (88 %) puis l’238U (8 %) et enfin l’235U (3 %) ;

• l’impact dosimétrique des autres radionucléides composant le terme source est négligeable.

Par ailleurs, quelle que soit l’étape de démantèlement étudiée, dans le cadre d’un scénario de rejets radiologiques enveloppe, la dose efficace totale reçue par un adulte du lieu-dit « Les Girardes » est de 0,000232 mSv/an. Cette valeur est également largement inférieure (4 310 fois) à la valeur réglementaire de 1 mSv/an.

pièce 7 annexe 3 etude impact dosimétrique 2017 · [3] notice d’évolution des paramètres de...

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