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EXPLOITANT/SITE
GROUPE DE RÉFÉRENCE LE PLUS
EXPOSÉ / DISTANCE AU SITE EN km
ESTIMATION DES DOSES REÇUES, EN mSv
[POPULATION]
(a)
2009 2010 2011 2012 2013 2014
EDF / Gravelines
Petit-Fort-Philippe / 1,5, Espace Culturel Decaestecker (2009, 2010,
2011, 2012, 2013) / 1,1 / [Adulte, Pêcheur (2009, 2010, 2011,
2012, 2013)] / Gravelines / 1,8 [Pêcheur, Adulte 2014]
1.10
-3
1.10
-3
2.10
-3
4.10
-4
6.10
-4
8.10
-4
EDF / Nogent-sur-Seine
Port Saint-Nicolas 2,25, Maison de l’Eclusier (2009, 2010, 2011,
2012, 2013) / 1 [Adulte ] [Nourrisson (2013, 2014)]
6.10
-4
9.10
-4
8.10
-4
6.10
-4
1.10
-3
5.10
-4
EDF / Paluel
Le Tôt / 1,5 [Adulte, Pêcheur (2009, 2010, 2011, 2012)] Conteville
/ 1 [Adulte, Pêcheur] / Saint-Sylvain / 1,4 [Adulte 2014]
6.10
-4
7.10
-4
8.10
-4
5.10
-4
9.10
-4
9.10
-4
EDF / Penly
Saint-Martin Plage / 1,1, Vassonville (2009, 2010, 2011, 2012)
/ 0,7 [Adulte, Pêcheur (2009, 2010, 2011, 2012)] Penly / 0,8
[Adulte, Pêcheur 2013] / Biville sur Mer [Adulte, Pêcheur 2014]
9.10
-4
1.10
-3
1.10
-3
6.10
-4
7.10
-4
4.10
-4
EDF / Saint-Alban
Les Crès [Adulte / 1,45] [Nourrisson (2013)] / St-Pierre de Bœuf /
2,3 [Nourrisson 2014]
4.10
-4
4.10
-4
4.10
-4
4.10
-4
4.10
-4
2.10
-4
EDF / Saint-Laurent-des-Eaux
Port au Vin [Adulte / 0,75] [Nourrisson (2013)] / Le Cavereau /
2,3 (Nourrisson 2014]
3.10
-4
3.10
-4
3.10
-4
2.10
-4
2.10
-4
2.10
-4
EDF / Tricastin
Clos du Bonneau / 1,25, Le Trop Long (2009, 2010, 2011, 2012,
2013) 1,35 [Adulte [2014], Nourrisson (2009, 2010, 2011,
2012, 2013)]
7.10
-4
9.10
-4
7.10
-4
7.10
-4
5.10
-4
2.10
-4
Ganil / Caen
IUT / 0,6 [Adulte]
3.10
-3
<3.10
-3
<3.10
-3
<3.10
-3
<2.10
-3
<2.10
-3
ILL / Grenoble
Fontaine / 1 (rejets gazeux) et Saint-Egrève
(rejets liquides) / 1,4 [Nourrisson]
1.10
-4
1.10
-4
5.10
-5
1.10
-4
2.10
-4
3.10
-4
a: pour les installations exploitées par EDF, jusqu’en 2008, seules les valeurs « adultes » étaient calculées. De 2009 à 2012, la dose du groupe de référence le plus exposé de chaque site
parmi deux classes d’âges (adulte ou nourrisson) est mentionnée. À partir de 2013, la dose du groupe de référence est réalisée sur trois classes d’âge (adulte, enfant, nourrisson) pour
toutes les INB.
b: l’émissaire des rejets liquides étant géographiquement éloigné de la cheminée de rejets, il est procédé à deux calculs d’impact. Le premier correspond au cumul de l’impact maximal
des rejets gazeux et de l’impact maximal des rejets liquides. Le second correspond à un groupe de référence réel.
c: le site n’ayant plus de rejets radioactifs depuis 2014, l’impact radiologique induit par les rejets radioactifs est donc nul pour l’année 2014.
Pour l’année 2014, le CEA n’a fourni la dose totale pour chaque site, mais des estimations de doses calculées par radionucléides avec un seuil de 0,01 µSv (lorsque l’impact estimé
est inférieur à 0,01 µSv, la valeur indiquée est < 0,01 µSv). Compte tenu de ces éléments, l’impact pour chaque site a été évalué en prenant en compte la valeur de 0,01 µSv pour les
radionucléides dont l’impact était déclaré inférieur à ce seuil.
* Information non fournie par l’exploitant.
4.1.2 L’évaluation de l’impact radiologique
des installations
En application du principe d’optimisation, l’exploitant
doit réduire l’impact radiologique de son installation à
des valeurs aussi faibles que possible dans des conditions
économiquement acceptables.
L’exploitant est tenud’évaluer l’impact dosimétrique induit
par son activité. Cette obligation découle, selon les cas,
de l’article L. 1333-8 du code la santé publique ou de la
réglementation relative aux rejets des INB (article 5.3.2 de
la décision n° 2013-DC-0360 de l’ASN du 16 juillet 2013
relative à lamaîtrisedesnuisances et de l’impact sur la santé
et l’environnement des installations nucléaires debase). Le
résultat est à apprécier en considérant la limite annuelle de
dose admissiblepour lepublic (1milliSievert par an–mSv/
an)définie à l’articleR.1333-8ducodedela santépublique.
Cette limite réglementaire correspondà la sommedesdoses
efficaces reçuespar lepublicdu fait des activitésnucléaires.
En pratique, seules des traces de radioactivité artificielle
sont détectables au voisinage des installations nucléaires;
en surveillance de routine, les mesures effectuées sont
dans la plupart des cas inférieures aux seuils de décision
ou reflètent la radioactivité naturelle. Ces mesures ne
pouvant servir à l’estimation des doses, il est nécessaire de
recourir à des modélisations du transfert de la radioacti-
vité à l’homme sur la base des mesures des rejets de l’ins-
tallation. Ces modèles sont propres à chaque exploitant.
Ils sont détaillés dans l’étude d’impact de l’installation.
Lors de son analyse, l’ASN s’attache à vérifier le caractère
conservatif de ces modèles afin de s’assurer que les éva-
luations d’impact ne seront en aucun cas sous-estimées.
En complément des estimations d’impact réalisées à partir
des rejets des installations, des programmes de surveil-
lance de la radioactivité présente dans l’environnement
(eaux, air, terre, lait, herbe, productions agricoles…) sont
imposés aux exploitants, notamment pour vérifier le res-
pect des hypothèses retenues dans l’étude d’impact et
suivre l’évolution du niveau de la radioactivité dans les
différents compartiments de l’environnement autour des
installations (voir point 4.1.1).
L’ évaluation des doses dues aux INB est présentée dans
le tableau 7. Dans ce tableau figurent, pour chaque site
et par année, les doses efficaces reçues par les groupes de
population de référence les plus exposés.
L’estimationdes doses dues aux INBpour une annéedonnée
est effectuée à partir des rejets réels de chaque installation
pour l’année considérée. Cette évaluationprend en compte
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CHAPITRE 04 :
LE CONTRÔLE DES ACTIVITÉS NUCLÉAIRES ET DES EXPOSITIONS AUX RAYONNEMENTS IONISANTS
Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2015