LES ACTIVITÉS NUCLÉAIRES : RAYONNEMENTS IONISANTS ET RISQUES POUR LA SANTÉ ET L’ENVIRONNEMENT À l’issue de ces campagnes, en cas de présence avérée de PFAS dans les rejets des INB, l’ASNR pourrait être amenée à prendre des décisions de prescriptions visant à encadrer réglementairement ces rejets en fixant des valeurs limites d’émission et des modalités de surveillance adaptées. Le suivi des rejets dans le domaine du nucléaire de proximité En application de la décision n° 2008-DC-0095 de l’ASN du 29 janvier 2008, des mesures de la radioactivité sont réalisées sur les effluents issus des établissements producteurs. Dans les centres hospitaliers hébergeant un service de médecine nucléaire, ces mesures portent principalement sur l’iode-131, le lutétium-177 et le technétium-99m (voir chapitre 5). Dans le domaine du nucléaire de proximité industriel, peu d’établissements rejettent des effluents radioactifs en dehors des cyclotrons (voir chapitre 6). Les rejets et leur surveillance font l’objet de prescriptions dans les autorisations délivrées et d’une attention particulière lors des inspections. Pour les services de médecine nucléaire et les laboratoires de recherche, l’ASNR propose une approche graduée de la surveillance des déversements radioactifs dans le réseau public de collecte d’eaux usées. Cette approche pourrait se composer de protocoles de prélèvement et de mesure, ainsi que de niveaux guides à comparer aux résultats de ces mesures pour décider de la nécessité éventuelle d’actions correctives. 5.1.2 – L’évaluation de l’impact radiologique des activités nucléaires Les réseaux de surveillance automatisés gérés par l’ASNR sur l’ensemble du territoire (réseaux Téléray, Hydrotéléray et Téléhydro) permettent de surveiller en temps réel la radioactivité dans l’environnement et de mettre en évidence toute variation anormale. Ces réseaux de mesure joueraient un rôle prépondérant en cas d’incident ou d’accident conduisant à des rejets de substances radioactives par une INB, pour éclairer les décisions à prendre par les autorités et pour informer la population. En situation normale, ils participent à l’évaluation de l’impact des INB. En revanche, il n’existe pas de méthode globale de surveillance permettant de reconstituer de façon exhaustive les doses reçues par la population du fait des activités nucléaires. De ce fait, le respect de la limite d’exposition de la population (dose efficace fixée à 1 mSv/an) n’est pas directement contrôlable. Cependant, pour les INB, les rejets d’effluents radioactifs font l’objet d’une comptabilité précise, et une surveillance radiologique de l’environnement est mise en place autour des installations. À partir des données recueillies, l’impact dosimétrique de ces rejets sur les populations vivant au voisinage immédiat des installations est ensuite calculé en utilisant des modèles permettant de simuler les transferts vers l’environnement. Les impacts dosimétriques varient selon le type d’installation et les habitudes de vie des personnes représentatives retenues, de quelques microsieverts à quelques dizaines de microsieverts par an (μSv/an). L’évaluation des doses dues aux INB est présentée dans le tableau 11 dans lequel figurent, pour chaque site et par année, les doses efficaces estimées pour les personnes représentatives les plus exposées. L’impact radiologique des effluents produits par les activités médicales et le nucléaire de proximité industriel L’impact des déversements radioactifs sur les travailleurs des systèmes d’assainissement (égoutiers et travailleurs en station de traitement des eaux usées) et sur les travailleurs chargés de l’évacuation et de l’épandage des boues résultant du traitement des eaux usées peut être évalué, depuis 2019, grâce à l’outil CIDRRE (Calcul d’impact des déversements radioactifs dans les réseaux), développé par l’IRSN. L’outil CIDRRE permet d’estimer potentiellement la dose annuelle à partir de données quantitatives : activité administrée annuellement pour chaque médicament radiopharmaceutique, débit d’eau usée annuel à l’émissaire de l’établissement et à l’entrée de la station d’épuration. Librement accessible sur Internet et ne nécessitant qu’un nombre réduit de données d’entrée, il permet aux responsables des services de médecine nucléaire et des systèmes d’assainissement d’évaluer facilement l’exposition radiologique potentielle des travailleurs de l’assainissement. Le résultat final est une surestimation prudente, qui donne un ordre de grandeur des doses susceptibles d’être reçues par catégorie de travailleurs de l’assainissement, en fonction de l’établissement qui procède au déversement, du système de collecte qui reçoit ces rejets et de la station qui traite les eaux usées. CIDRRE permet de s’assurer que la dose annuelle reçue par les travailleurs de l’assainissement reste inférieure à 1 mSv. Pour la population, l’impact radiologique estimé lié aux déversements radioactifs des services de médecine nucléaire et des laboratoires de recherche dans les systèmes d’assainissement apparaît inférieur à 300 µSv/an dans toutes les études, même sous des hypothèses majorantes et en considérant l’ensemble des radionucléides détectés dans les systèmes d’assainissement. Cet impact est estimé inférieur à 1 μSv/an lorsque ne sont pris en compte que les radionucléides utilisés en médecine nucléaire, avec des hypothèses réalistes (données IRSN). L’impact radiologique des INB 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 tenu d’évaluer l’impact dosimétrique induit par son activité. Cette obligation découle, selon les cas, de l’article L. 1333‑8 du code de la santé publique ou de la réglementation relative aux rejets des INB (article 5.3.2 de la décision n° 2013-DC0360 de l’ASN du 16 juillet 2013 modifiée relative à la maîtrise des nuisances et de l’impact sur la santé et l’environnement des INB). Le résultat est à apprécier en considérant la limite annuelle de dose admissible pour le public (1 mSv/an) définie à l’article R. 1333‑11 du code de la santé publique, qui correspond à la somme des doses efficaces reçues par le public du fait des activités nucléaires. 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 radioactivité à l’homme sur la base des mesures des rejets de l’installation. Ces modèles sont propres à chaque exploitant et sont détaillés dans l’étude d’impact de l’installation. Lors de son analyse, l’ASNR s’attache à vérifier le caractère conservatif de ces modèles afin de s’assurer que les évaluations d’impact ne sont pas sous‑estimées. En complément des estimations d’impact réalisées à partir des rejets des installations, des programmes de surveillance de la radioactivité présente dans l’environnement (milieux aquatiques, air, terre, lait, herbe, productions agricoles, etc.) sont imposés aux exploitants, notamment pour vérifier le respect 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 5.1.1). L’estimation des doses dues aux INB pour une année donnée est effectuée à partir des rejets réels de chaque installation, comptabilisés pour l’année considérée. Cette évaluation prend en compte les rejets par les émissaires identifiés (cheminée, conduite de rejet vers le milieu fluvial ou marin), les émissions diffuses non canalisées vers des émissaires (par exemple, évent de réservoir) et 168 Rapport de l’ASNR sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2025
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