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Couverture : Le réacteur perfectionné de Windscale (Angleterre) à refroidissement par gaz. Cliché reproduit avec l'aimable autorisation

de l'Atomic Energy Authority du Royaume -Uni.

OMS, Publications régionales Série européenne, N° 3

ÉNERGIE NUCLÉAIRE ET SANTÉ

Rapport sur la réunion d'un groupe de travail Bruxelles, 1 er -5 décembre 1975

ORGANISATION MONDIALE DE LA SANTÉ BUREAU RÉGIONAL DE L'EUROPE

COPENHAGUE 1979

ISBN 92 9020 203 3

© Organisation mondiale de la Santé 1979

Les publications de l'Organisation mondiale de la Santé bénéficient de la protection prévue par les dispositions du Protocole N° 2 de la Convention universelle pour la Protection du Droit d'Auteur. Pour toute reproduction ou traduction partielle ou intégrale , une autorisation doit être demandée au Bureau régional de l'OMS pour l'Europe, 8 Scherfigsvej, DK -2100 Copenhague 0, Danemark. Le Bureau régional sera toujours très heureux de recevoir des demandes à cet effet.

Les appellations employées dans cette publication et la présentation des données qui y figurent n'impliquent de la part du Secrétariat de l'Organisation mondiale de la Santé aucune prise de position quant au statut juridique des pays, territoires, villes ou zones, ou de leurs autorités, ni quant au tracé de leurs frontières ou limites.

La mention de firmes et de produits commerciaux n'implique pas que ces firmes et produits commerciaux sont agréés ou recommandés par l'Organisa- tion mondiale de la Santé de préférence à d'autres. Sauf erreur ou ommission, une majuscule initiale indique qu'il s'agit d'un nom déposé.

Ce rapport exprime les vues collectives d'un groupe de travail et ne représente pas nécessairement les décisions ou la politique officiellement adoptées par l'Organisation mondiale de la Santé.

IMPRIME AU DANEMARK

Note

Un nombre limité d'exemplaires du présent rapport a déjà été distribué sous la cote ICP /CEP 804 (1), mais certaines modifications mineures de forme ont été apportées au texte par la suite. La Trentième Assemblée mondiale de la Santé, réunie en mai 1977, a approuvé l'emploi des unités SI en médecine, et c'est pourquoi ces unités seront utilisées dans les publications futures de l'Organisation mondiale de la Santé. Toutefois, comme le présent rapport a été établi avant l'adoption de la résolution en question, il y est utilisé un petit nombre d'unités de rayonnement différentes de celles du Système international. En outre, la figure 2 (pages 15 -17), qui est tirée d'une autre publication, cite un certain nombre d'unités non métriques. Les coefficients de conversion de toutes ces unités sont indiqués dans les tables qui suivent.

Unité non SI Unité et symbole SI Coefficient de conversion

rad gray, Gy 1 rad = 0,01 Gy

curie, Ci Becquerel, Bq 1 Ci = 3,7 X 1010 Bq

(ou 37 GBq, gigabecquerel) rem joule par kilogramme, J /kg 1 rem = 0,01 J /kg

Unités Désignation et symbole Coefficients de la corrects, s'ils diffèrent Unités et symboles SI de conversion

figure 2 de ceux de la figure 2 approximatifs

kwh kilowatt- heure, kw h joule, J 1 kW h = 3,6X 106 J

ha mètre carré, m2 1 ha = 10 000 m2

ton 1 ton =1016 kg

kilogramme, kg (ou 1 ton = 1,016 t) (ou tonne, t)

MT tonne, t 1 t= 1 000 kg

gal. gallon (EU), 1 gal (EU) = 3,785X 10 -3 m3

gal (EU) mètre cube, m3 (ou 1 gal = 3,785 litres)

1

(ou litre, I)

pied pied cube, ft3 1 ft3 = 2,832X 10 -2 m3

cube

gal./ gallon EU par minute, mètre cube 1 gal (EU)/min = min. gal (EU) /min seconde, m3 /s 6,309X 10_5 m3 /s

(ou mètre cube minute, (ou 3,785X 10 -3 m3 /min) m3 /min) (ou encore

litre /seconde ou minute)

SOMMAIRE

Page

Introduction 1

1. Conclusions et recommandations 2

2. Les effets des rayonnements sur la santé 8

2.1 Les effets somatiques 8

2.2 Effets génétiques 10

2.3 Autres agents cancérogènes et mutagènes 13

3. Le cycle du combustible nucléaire 13

3.1 Extraction du minerai, extraction et usinage

de l'uranium 13

3.2 Enrichissement 18

3.3 Fabrication du combustible 18

3.4 Conduite du réacteur 18

3.5 Recyclage du combustible 18

3.6 La gestion des déchets 20

3.7 Transport 20

4. Les règlements d'hygiène et de sécurité applicables au cycle

du combustible 20

5. Gestion des déchets radioactifs 24

5.1 Déchets hautement radioactifs provenant des opéra-

tions de recyclage du combustible 25

5.2 Autres déchets solides hautement radioactifs 31 5.3 Déchets solides de radioactivité faible ou moyenne 31 5.4 Déchets liquides de radioactivité faible ou moyenne 32

5.5 Les rejets dans l'atmosphère 33

6. Choix des emplacements et déclassement des installations

nucléaires 3 5

6.1 Choix des emplacements 35

6.2 Déclassement 36

7. Les accidents du cycle du combustible nucléaire 37

7.1 Les accidents dans les centrales 37

7.2 Accidents de transport 41

7.3 Les accidents dans les usines de recyclage 43 7.4 Les accidents au moment de l'évacuation des déchets

radioactifs 43

7.5 Méthodes de nature à atténuer les conséquences des

accidents 44

7.6 Les accidents du travail non imputables aux rayonnements

dans l'industrie nucléaire 44

8. Irradiations dues à l'utilisation normale du combustible nucléaire. ^. 45

8.1 Construction des installations 47

8.2 Extraction et usinage 47

8.3 Fabrication et enrichissement du combustible 50

8.4 Exploitation des réacteurs 51

8.5 Recyclage du combustible 53

8.6 Transport 54

8.7 Stockage des déchets 54

8.8 Déclassement des installations nucléaires 54

8.9 Accidents dans les centrales nucléaires 54

8.10 Exposition totale aux rayonnements résultant de la réalisation des programmes d'énergie nucléaire, et effets

en résultant 54

9. Les effets sur l'environnement 56

9.1 Effets thermiques 56

9.2 Déchets chimiques 58

10. Prolifération des explosifs nucléaires, sabotage et terrorisme 58 11. Etude des effets produits sur la santé par les installations de pro-

duction d'énergie nucléaire et les autres systèmes de production

d'énergie 60

11.1 Effets sur la santé publique 60

11.2 Effets sur la santé des travailleurs 62

11.3 Emissions de radioactivité des centrales à combustible fossile 63

11.4 Effets sur l'environnement 64

11.5 Autres systèmes de production d'énergie 65

11.6 Conclusions 65

12. Information du public ₆₆

Références bibliographiques 11

Annexe I 12

Annexe II 13

INTRODUCTION

A la demande du Gouvernement de la Belgique et avec sa collaboration, le Bureau régional de l'Europe de l'Organisation mondiale de la Santé a réuni à Bruxelles, du 1 er au 5 décembre 1975, un groupe de travail pour étudier, débattre et évaluer les effets produits par l'industrie nucléaire sur l'homme et l'environnement. Cette réunion se justifiait, pour une part, du fait des préoccupations que cause au grand public la sécurité de la production d'éner- gie nucléaire. Le présent rapport, qui repose sur les connaissances et l'expé- rience collectives des membres du groupe de travail, ainsi que sur la docu- mentation existante, apporte certaines indications destinées aux autorités de santé publique. Le groupe de travail n'était pas appelé à exprimer des

opinions sur l'opportunité de construire des centrales nucléaires.

La réunion a groupé 19 conseillers temporaires venus de 12 pays euro- péens et des Etats -Unis. Six grandes disciplines (administration de la santé, physique médicale, biologie humaine, génétique humaine, sciences et tech- niques de l'environnement et génie nucléaire), ainsi que cinq catégories professionnelles (médecins, biologistes, ingénieurs, physiciens et chimistes) y étaient représentées, ce qui assurait dans le débat une approche multi- disciplinaire. A la réunion assistaient aussi des représentants de cinq orga- nisations internationales, gouvernementales ou non gouvernementales. Les conseillers temporaires sont intervenus à titre individuel et non en tant

que représentants de leur pays ou de leur organisation.

Le groupe de travail a dressé le bilan des constatations faites à l'occa- sion de la construction et de l'exploitation de centrales nucléaires et évalué les risques qu'elles présenteraient pour la santé. Il a également étudié les

estimations des risques associés à la production d'énergie électrique à partir d'autres combustibles. Il a décidé d'accepter les définitions du «risque» , du «détriment» et de la «dose collective» figurant intégralement dans la Publication N °22 de la Commission internationale de Protection contre les Radiations (CIPR) (voir Annexe I). Le groupe de travail s'est penché aussi sur le problème de l'ampleur des risques courus par la population en général et par les travailleurs de l'industrie nucléaire.

Il a concentré son attention sur les points suivants :

a) les risques somatiques et génétiques courus par l'homme du fait des rayonnements et les répercussions sur l'environnement du cycle complet du combustible nucléaire, depuis l'extraction de l'uranium jusqu'au stade final du déclassement des centrales nucléaires et de l'évacuation des déchets radioactifs;

b) les risques et les conséquences d'accidents nucléaires et non nucléaires, de sabotages et de vols de matières nucléaires.

1

Le groupe de travail a étudié les mesures à prendre pour protéger les populations (y compris les règlements de sécurité et les mesures d'urgence en cas d'accident), les procédés techniques et les mesures administratives sur le plan national et international, l'éducation et la formation du personnel des centrales nucléaires, et l'information du public.

Il a présenté dans un tabeau sommaire (tableau 9) une évaluation quan- titative, en fonction de la production d'énergie, des risques que les rayonne- ments font courir aux travailleurs et à la population en général, ainsi que des accidents mortels du travail non imputables aux rayonnements aux diverses étapes du cycle de production d'énergie nucléaire.

Le groupe de travail a élu président le Dr B. Lindell, vice -président le Dr E. Komarov, rapporteur le Dr J. Schubert, et corapporteur le Dr P. Czerski.

Le Dr M.J. Suess a exercé les fonctions de secrétaire scientifique.

Les conclusions et les recommandations du groupe de travail figurent dans la partie 1 du rapport. Le programme de la réunion, la liste des docu- ments de travail et la liste des participants constituent respectivement les Annexes Il, III et IV.

Sur la base d'un premier projet établi par le rapporteur et des commen- taires des membres du groupe sur ce projet, un comité de rédaction, composé du Dr DOderlein, du Dr Lister et du Dr Schubert, a établi un projet de rapport définitif. Les membres du groupe ont ensuite étudié ce projet et le comité de rédaction a pris leurs observations en considération pour établir la version finale.

1. CONCLUSIONS ET RECOMMANDATIONS

Au cours des débats, les membres du groupe de travail se sont fondés sur leur expérience collective et sur les informations de nombreuses sources pour évaluer les répercussions sur la santé, les risques et les problèmes qui sont inhérents aux différentes phases du cycle du combustible nucléaire, cela dans l'optique de la santé publique sur le plan national et international. Ensuite, ils ont formulé les conclusions et recommandations ci -après concernant la pro- duction d'électricité au moyen de réacteurs nucléaires.

1.1 Effets comparés des sources d'énergie nucléaire et non nucléaire

Il faut comparer les effets quantitatifs de l'énergie électrique à base nucléaire sur la santé et le bien -être des individus et des populations avec les effets correspondants des autres sources d'énergie (actuelles et futures). Pour cela, il faut user de critères équivalents, c'est -à -dire considérer des produc- tions énergétiques égales et le cycle complet des opérations.

2

Etant donné que les effets des autres sources d'énergie (par exemple, les combustibles fossiles) sur la santé sont généralement moins bien connus que ceux des rayonnements, il convient de soumettre les informations disponibles à une analyse critique et de procéder à des recherches appropriées sur les effets produits par les autres sources d'énergie sur la santé.

1.2 Exposition aux rayonnements

L'exposition aux rayonnements des travailleurs de l'industrie nucléaire reste en général largement dans les limites des doses recommandées par la Commission internationale de Protection contre les Radiations (CIPR). Il est possible que l'exposition future des populations aux rayonnements provenant de toutes les phases de la production d'énergie nucléaire se situe loin en- dessous des limites recommandées par la CIPR. On pense aujourd'hui que les expositions par mégawatt d'électricité produit par an (MW(e)a) pourront être réduites à l'avenir et le seront grâce aux techniques existantes.

Le groupe a passé en revue toutes les activités liées à la production d'énergie électrique d'origine nucléaire qui pourraient avoir des répercussions sur la santé de l'homme. Les plus importantes de ces répercussions sont les suivantes :

1) les accidents du travail ne faisant pas intervenir des rayonnements, pendant l'extraction du minerai et la construction des centrales;

2) l'irradiation de l'organisme entier des travailleurs affectés aux réacteurs ou au recyclage du combustible;

3) l'irradiation des poumons chez les mineurs d'uranium;

4) l'irradiation collective à laquelle est exposée la population mondiale par suite du rejet dans l'atmosphère de radionucléides gazeux à longue pé- riode, et en particulier de composés du carbone 14. On travaille à la mise au point de procédés qui permettraient de réduire les rejets de carbone 14 et d'autres radionucléides à longue période dans la biosphère, et l'emploi de ces procédés devrait, le moment venu, être encouragé.

L'irradiation moyenne des populations locales et mondiale résultant de la production d'énergie nucléaire, même relativement élevée, reste faible si on la compare aux irradiations moyennes provenant de sources naturelles ou résultant de pratiques médicales.

La dose annuelle totale de rayonnements à laquelle sont soumis les travailleurs exposés dans les centrales nucléaires est plus élevée que celle à laquelle est exposée la population en général. La plus grande partie de l'irradiation des travailleurs se produit lors des inspections du matériel, de

3

l'entretien et des réparations. Le groupe a reconnu qu'il n'était ni acceptable, ni souhaitable, de réduire l'irradiation imputable à ces activités en espaçant les opérations, car la réduction en termes de rem homme par MW(e)a ne serait alors que relativement modeste.

Les doses totales reçues par les travailleurs par MW(e)a dans les instal- lations de recyclage sont élevées en comparaison de celles qui sont imputables à la conduite des réacteurs nucléaires, mais il n'y a aucune raison valable de se satisfaire de cette situation. En améliorant les plans des installations de recy- clage, ces fortes irradiations peuvent être ramenées aux niveaux plus faibles qui sont associés à la conduite des réacteurs.

1.3 Effets génétiques et somatiques et nécessité des études épidémiologiques Après avoir passé en revue les divers facteurs qui entrent en jeu dans l'exposition aux rayonnements, et ceux de la cancérogénèse, des taux de mutation et des aberrations chromosomiques, le groupe de travail a conclu que le meilleur moyen de procéder à des estimations quantitatives de ces effets consiste toujours à retenir l'hypothèse d'une relation linéaire avec l'irradiation. En fait, on a de plus en plus de preuves que l'application de cette relation n'aboutit pas nécessairement à une surestimation du risque aussi forte qu'on le pensait précédemment.

Les évaluations actuelles des effets génétiques des rayonnements reposent sur des données d'expérimentation sur des mammifères, obtenues le plus souvent avec de faibles débits de doses autorisant une présomption de gué- rison des lésions prémutationnelles. Ces données expérimentales corroborent la validité du concept de linéarité dans la gamme des doses à considérer aux fins de protection contre les rayonnements et ne donnent aucune indication de l'existence d'une dose de seuil.

En raison des incertitudes inhérentes à l'emploi de données d'expérimen- tation sur l'animal pour la prédiction quantitative des effets sur l'homme, les participants ont insisté sur l'importance qu'il y a à encourager de façon conti- nue l'exécution d'études épidémiologiques de populations présentant des caractéristiques spéciales. Il importe aussi d'utiliser les statistiques nationales de la santé, avec toute la circonspection voulue, pour évaluer les effets géné- tiques et somatiques possibles des rayonnements et d'autres facteurs liés à l'environnement.

Il faudrait encourager la mise au point et l'utilisation de méthodes de contrôle biologique (cytologiques et biochimiques).

La communauté internationale doit continuer de prendre l'initiative de programmes de cet ordre, en coopération avec l'OMS et sous ses auspices.

1.4 Déchets radioactifs

En ce qui concerne le stockage et l'évacuation des déchets hautement radioactifs de longue période, il a été conclu que la pratique actuelle, consis- tant à utiliser des récipients modernes de conception spéciale pour stocker 4

ces déchets sous forme liquide, s'était avérée sûre, mais qu'on gagnerait encore en sécurité sur longue période en solidifiant ces déchets liquides. Il existe un besoin véritable de mettre au point et à l'essai des procédés à cet effet.

Plusieurs options s'offrent pour l'évacuation définitive des déchets, mais comme il n'est pas indispensable de choisir et d'utiliser dans l'immédiat une méthode donnée, cela laisse le temps d'évaluer convenablement et pleine- ment les avantages de ces diverses options. Ces évaluations devraient se poursuivre, mais il convient de résister aux pressions appelant à des déci-

sions rapides, susceptibles de se révéler tôt ou tard prématurées.

Il y a lieu de continuer à étudier les méthodes à utiliser en présence de gros volumes de matières contaminées solides, par exemple le matériel

d'équipement.

Le rejet, dans les grands fonds océaniques, de déchets solides à faible énergie radiante placés dans des récipients se pratique aujourd'hui à petite échelle (au regard des tolérances actuellement étudiées par l'AIEA) sous le contrôle de l'Agence européenne pour l'Energie nucléaire (ENEA), agence

spécialisée de l'OCDE. Le groupe a lancé un appel pour que soit accélérée l'acceptation des recommandations de l'AIEA concernant les méthodes à employer, comme le demande l'Acte final de la Conférence intergouver- nementale sur l'immersion de déchets en mer, réunie à Londres le 13 no- vembre 1972 (instrument connu sous le nom de Convention de Londres).°

Le groupe a discuté des effets, sur l'homme et l'environnement aqua- tique, du rejet de substances radioactives dans les eaux douces et dans la mer.

effets de la quantité et nature des substances ainsi que des conditions du rejet, et plus particulièrement encore des radionucléides rejetés et de leur dilution initiale et finale dans la masse aquatique. Il faut prêter particulièrement attention aux effets qui peuvent s'exercer sur l'homme par le biais de divers cheminements, par exemple la chaîne alimentaire, plutôt qu'aux effets (temporaires) possibles sur les biosystèmes aquatiques.

Il importe de déterminer quelles sont les principales voies d'exposition des êtres humains, résultant de la bioaccumulation ou du rayonnement externe, avant de procéder à des rejets importants de substances radioactives, ainsi que d'exécuter des programmes de surveillance appropriés et d'en publier les résultats. Les rejets actuels et prévus dans le milieu marin ne cons- tituent qu'un apport minime par rapport à sa radioactivité naturelle totale.

1.5 Déchets chimiques

Le groupe a débattu des mesures à prendre dans le cas des déchets chi- miques non radioactifs produits aux diverses phases du cycle de combustion a La Convention de Londres est entrée en vigueur en 1975 et les parties contrac- tantes ont accepté en septembre 1976 les définitions et recommandations provisoires de l'AIEA à des fins pratiques, en vue de l'application de la Convention.

5

nucléaire. Il existe bien des moyens de se débarrasser des effluents chimiques, dans les centrales et à l'extérieur, mais il n'est pas certain que les techniques existantes soient toujours utilisées au mieux. La gestion de nombreux efflu- ents non radioactifs pose aussi un problème de santé publique, d'environne- ment et de réglementation dans l'industrie chimique classique.

1.6 Effets thermiques

Le groupe a débattu divers aspects et diverses conséquences des rejets d'eau chaude des centrales nucléaires. Ces rejets ne diffèrent pas, par leur nature, de ceux qui proviennent des centrales classiques, si ce n'est que les centrales nucléaires rejettent sensiblement plus de chaleur que les autres par unité d'énergie produite. Comme il peut en résulter des effets écologiques tantôt bénéfiques tantôt nuisibles, il faut évaluer avec soin les conséquences globales des émissions de chaleur de chaque réacteur selon son emplacement.

L7 Choix des emplacements

Le groupe a étudié divers facteurs qui interviennent dans le choix de l'emplacement des réacteurs nucléaires, y compris la densité de la popula- tion autour de l'emplacement. Il a été souligné que le choix du site ne saurait en aucun cas obvier la nécessité de respecter de saines pratiques dans les plans, la construction et l'exploitation des installations.

1.8 Déclassement des installations

On procède actuellement à des études détaillées concernant le déclas- sement et le démontage des réacteurs et des centrales nucléaires, et plusieurs installations- pilotes ont déjà été réformées et démontées sans grands pro- blèmes. Toutefois, ces opérations comportent inévitablement la production de fortes quantités de déchets faiblement radioactifs, et il est souhaitable d'inclure dans les plans des futures centrales les moyens pratiques d'assurer la sécurité et l'efficacité des opérations de déclassement de ces installations.

1.9 Accidents

Le groupe n'a retenu aucun motif de contester les conclusions générales des études sur la sécurité des centrales nucléaires, réalisées récemment dans plusieurs pays. Toutes ces analyses attribuent une faible valeur au risque couru par la population du fait d'accidents éventuels entraînant l'émission, dans l'environnement, de radioactivité provenant du coeur du réacteur.

S'il est exact que de nombreux accidents mineurs peuvent se produire, ils provoqueront davantage des pertes de capacité productive, l'imposition d'amendes et des réactions émotives que des dommages physiques.

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Pour diagnostiquer et traiter les lésions éventuellement dues à de fortes irradiations ou à l'introduction dans l'organisme de quantités potentiellement nuisibles de matières radioactives, il faut instituer une collaboration planifiée entre spécialistes de diverses disciplines (médecine, dosimétrie et analyse) et établir les liaisons nécessaires avec les services spécialisés extérieurs à l'établis- sement, qui différeront selon le type et la gravité des lésions considérées comme possibles.

Il importe que les autorités de santé publique soient appelées à partici- per à la prise et à l'appréciation des dispositions exceptionnelles à mettre en oeuvre à la suite d'un accident suffisamment grave pour nécessiter l'évacuation de la population en vue de la protéger contre les rayonnements.

1.10 Actes de sabotage et de terrorisme

Bien qu'il soit impossible de se prémunir de façon absolue contre le vol, par des terroristes, de matières radioactives (susceptibles de servir à la fabrica- tion d'un engin de guerre) et contre le sabotage d'une centrale nucléaire, ces actes ne feraient guère courir à la population un risque substantiel par rapport à ceux que présentent, pour la société contemporaine, les menaces non nuclé- aires de même origine.

Le ralentissement du développement de la production d'énergie nuclé- aire ne réduirait pas dans des proportions substantielles la possibilité globale d'actes de terrorisme. Toutefois, il importe de continuer à s'efforcer de réduire au minimum les risques de détournement de plutonium et de sabotage des centrales nucléaires.

1.11 Information du public

Il importe de tenir en tout temps le public pleinement informé des conséquences probables de l'exploitation des centrales nucléaires, en les comparant avec celles de l'utilisation d'autres sources d'énergie. Les auto- rités de santé publique devraient être appelées à participer à la diffusion de cette information et les contacts avec le grand public devraient être maintenus, même après la construction des centrales.

Les organisations internationales devraient jouer un rôle important dans la diffusion des informations concernant l'énergie nucléaire et apporter leur contribution à l'instruction et à la mise en confiance du public en

cette matière.

1.12 Inspection et formation des personnels

A côté des contrôles réguliers du fonctionnement des installations nucléaires, qui sont effectués par le personnel de ces installations, il convien- drait de continuer à pratiquer le système des inspections confiées à des per- sonnels indépendants.

7

Le groupe a débattu de la question de l'instruction et de la formation des personnels. Les conducteurs d'appareils et autres personnels appelés à intervenir dans l'exploitation des réacteurs doivent être techniquement capables et avoir une personnalité stable. La compétence du personnel d'exploitation doit au moins être maintenue à son niveau actuel.

2. LES EFFETS DES RAYONNEMENTS SUR LA SANTÉ Les effets biologiques des rayonnements ionisants sur les organismes vivants sont décrits dans de nombreuses publications : manuels de radio- biologie, monographies ou compilations d'ouvrages telles que celles citées en référence sous 1 et 2. Les rayonnements peuvent provoquer des lésions, qu'ils proviennent de sources extérieures à l'organisme ou d'isotopes radio- actifs déposés dans l'organisme (1,2,3,4,5). Les tolérances correspondant pour l'homme aux divers radionucléides reposent non seulement sur le calcul des doses reçues, mais encore sur des données bien documentées, provenant d'enquêtes épidémiologiques concernant les êtres humains et de l'adminis- tration de doses relativement fortes à des animaux d'expérience.

Les rayonnements peuvent provoquer sur la santé des effets aigus (à court terme), ou bien tardifs. Les premiers se manifestent immédiatement, ou dans les quelques jours ou les quelques semaines suivant l'exposition. Les effets à long terme n'apparaissent que de nombreuses années après l'exposi- tion aux rayonnements. Ces effets tardifs sont de types divers : affections malignes chez le sujet exposé, développement anormal consécutif à une exposition du foetus (effets somatiques) et anomalies héritées chez les descendants des sujets exposés (effets génétiques). Rien ne prouve que, à faible dose, l'exposition aux rayonnements ionisants raccourcisse la vie de l'homme, si ce n'est par le biais des affections malignes à issue fatale.

On a évalué la fréquence des effets tardifs selon la dose unitaire, y com- pris les effets résultant de la réalisation de programmes d'énergie nucléaire, en se fondant sur une masse substantielle d'observations expérimentales et épidémiologiques (cf. par exemple 2,5,6, 7).

2.1 Les effets somatiques

En cas d'irradiation de l'organisme entier pendant une courte durée (minutes ou heures), la dose de rayonnements létale pour 50% des sujets at- teints (DL50) a été évaluée à 250 -450 rad. Toutefois, ces effets aigus ne sont liés qu'à des accidents extrêmement peu probables (voir partie 7). Dans les circonstances normales, les expositions (contrôlées conformément aux normes internationales de protection radiologique) s'élèvent au maximum à quelques rad par an.

8

Dans ces conditions, le principal risque somatique présenté par les rayonnements, sauf pour l'embryon, est celui des affections malignes, y compris la leucémie. A très faibles doses, on postule avec prudence que le risque de cancer est proportionnel à la dose d'irradiation (relation linéaire).

On peut alors évaluer le risque maximum probable de cancer, mortel ou non, en appliquant ce rapport dose /risque à l'exposition moyenne estimée des populations (pouvant résulter, par exemple, de la production d'énergie nucléaire), sous la forme d'irradiations plus ou moins homogènes de l'orga- nisme entier et d'expositions locales de tels ou tels organes.

Les effets des rayonnements sur les êtres humains ont été observés chez des personnes exposées à l'occasion de diagnostics ou de traitements médicaux, chez les survivants du bombardement de deux villes japonaises (8), à l'occasion d'études épidémiologiques de populations vivant dans des zones à fort rayonnement naturel (9,10,11,12,13), et chez des groupes de sujets professionnellement exposés (14). L'incidence effective des cancers dus aux rayonnements dépend de nombreux facteurs, en particulier l'âge, en raison du laps de temps prolongé (30 ans et plus) qui peut séparer l'irra- diation de l'apparition du cancer.

Un certain nombre d'études épidémiologiques de populations humaines, poursuivies longtemps après le moment de l'exposition, permettent aujour- d'hui d'estimer la limite supérieure du risque d'affections malignes associé aux fortes doses de rayonnement, de l'ordre de 100 rad ou plus (reçues en un temps limité). Pour le cancer fatal, le risque total est de 100 à 150 cas par million de sujets exposés à un rad d'irradiation de l'organisme entier. Le risque additionnel de cancer non fatal (ou guérissable) est probablement plus faible encore.

Aux doses beaucoup plus faibles de quelques rad (expositions profes- sionnelles) ou de quelques millirad (population en général) par an, on ne pos- sède aucune indication valable du risque relatif par rad, et les chiffres cités surévaluent vraisemblablement le risque correspondant à ces doses et débits de doses peu élevés. Il n'existe pas non plus de preuves directes qu'un risque d'autres maladies existe à ces niveaux d'irradiation.

Les cas d'apparition d'affections malignes qui ont été signalés après une irradiation faible ont été analysés à plusieurs reprises par exemple dans le rap- port BEIR de 1972 (2). Selon une étude récente de ces cas(15), les informa- tions disponibles concernant les doses minimales provoquant une augmenta- tion décelable des cas d'affections malignes chez l'être humain sont récapi- tulées comme suit ^: 1) cancer de la thyroide chez les enfants pour une dose moyenne estimée de 6 rad; 2) tumeurs malignes suivant l'exposition du foetus, probablement à des doses moyennes de quelques rad; enfin 3) leucémies chez des survivants d'Hiroshima et de Nagasaki exposés à des doses de moins de 10 rad. Selon une estimation raisonnablement fiable des cancers induits par les rayonnements, il se présentera de 4 à 5 cas de tumeurs malignes diverses pour chaque cas de leucémie.

9

2

2.2 Effets génétiques

On sait depuis près d'un demi- siècle que les rayonnements ionisants pro- duisent certains effets génétiques sur un grand nombre d'organismes, allant des micro - organismes aux animaux supérieurs en passant par les végétaux.

Indépendamment des espèces, les effets génétiques des rayonnements, comme ceux des agents chimiques, résultent d'une attaque de l'ADN qui est le princi- pal constituant du matériel génétique.

Il est bien connu que l'incidence des maladies d'origine partiellement ou totalement génétique est assez élevée dans les populations humaines(16,17).

Il semble qu'environ 6% des enfants nés vivants présentent des maladies d'origine génétique, soit :

1) 1% de maladies liées à des gènes dominants ou au chromosome X;

2) 1% de maladies liées à des gènes récessifs et d'autres maladies par aberration chromosomique;

3) 4% d'anomalies congénitales et de maladies constitutionnelles ou dégénératives.

Des observations plus récentes (18) donnent un chiffre sensiblement plus faible pour les maladies liées à des gènes dominants et un chiffre plus élevé pour les affections de la troisième catégorie (anomalies congénitales et maladies plurifactorielles).

Il y aurait lieu de s'inquiéter si la proportion de mutations dans la popu- lation humaine augmentait pour une raison ou une autre. Il est postulé que les maladies liées à des gènes dominants ou au chromosome X augmenteraient en raison directe de la proportion de mutations, c'est -à -dire qu'il existe une relation linéaire entre la dose d'irradiation et la fréquence des maladies géné- tiques imputables aux rayonnements. L'augmentation de la proportion des mutations dans le cas des maladies liées à des gènes récessifs est très faible, car il faut des vingtaines de générations pour aboutir à une valeur d'équi- libre (Tableau 1). La meilleure estimation de la dose entraînant un double- ment de la proportion, pour une exposition de très longue durée, donne aujourd'hui 100 rad pour les deux sexes (7). Sur la base de ce chiffre, l'effet estimé d'une exposition de 1 rad par génération sur une population de 1 mil- lion de personnes est indiqué au tableau 2.

Pour évaluer l'effet génétique dommageable produit sur l'homme par n'importe quel agent mutagène, il faut faire une hypothèse sur la forme de la relation dose /effet aux faibles doses et fortes doses. Bien qu'il ne soit pas certain que l'on puisse calculer précisément le dommage génétique produit par les rayonnements, entre autres agents mutagènes, il est indispensable, et possible, d'estimer de façon simple le degré probable de l'effet génétique(2, 7).

10

Les indications concernant les doses et les temps d'irradiation correspondant à des mutations qui portent sur un locus spécifique chez la souris aboutissent à une approximation raisonnable (à moins de 0,8 rad min-1) d'une relation linéaire dose /effet. Certaines expositions aiguës ont une efficacité plus grande, d'autres une efficacité moindre. Les mécanismes qui font varier l'efficacité sont inconnus. Toutefois, s'agissant d'évaluer le risque, on peut utiliser la régression linéaire basée sur les observations réalisées avec des débits de doses faibles, à condition de procéder aux ajustements nécessaires dans le cas des expositions aiguës.

Tableau 1. Effet du doublement de la fréquence des mutations de 106 à2X10-6a

Type de gène nocif

Nombre de sujets touchés (sur 106) Ancien

équilibre

Au bout d'une génération

Nouvel équilibre Récessif;

aptitude de aa = 0 Semi- dominant;

aptitude de Aa = 0,9 de aa = 0

Dominant;

aptitude de Aa = 0 Sexuel;

aptitude récessive de aa et de aY = 0

1 aa

20 Aa

2 Aa

3 aY mâles

1,002 aa

22 Aa

4 Aa

4 aY mâles

2 aa

40 Aa

4 Aa

6 aY mâles aD'après Ramel (19).

Comme la probabilité de procréation diminue rapidement pour les deux sexes après 30 ans, l'irradiation des organes sexuels n'a pas la même impor- tance génétique à tous les âges. C'est pourquoi, s'agissant d'estimer le risque total d'anomalies héréditaires substantielles, il faut tenir compte de la com- position par âges de la population irradiée.

Pour 1 rad d'exposition, le risque estimatif d'anomalies héréditaires graves est égal au produit de 10-4 (dans les deux premières générations) ou d'un chiffre compris entre 2X 10-4 et 3 X 10 -4 (dans toutes les générations) par la fraction de l'exposition totale qui exerce une action d'ordre géné- tique. Pour la population en général, cette fraction est de l'ordre de 'h ; pour les travailleurs exposés professionnellement, elle est d'environ '/4.

11

2*

Tableau 2. Effets estimés d'une irradiation à dose faible, de courte durée et de faible intensité, égale à 1 rad par génération, sur une population

de 1 million de naissances vivantes pour une dose de doublement de 100 rada

Classification des maladiesb

Incidence actuelles

Influence d'une irradiation de 1 rad par génération Incidence au bout

de la première génération

Incidence à l'équilibre Anomalies autosomiques

dominantes ou anomalies

liées au chromosome X 1 000 - 10 OOOe 2 - 20f 10 - 100f

Anomalies récessives 1 100 relativement

faible

augmenta - tion très

lente Autres anomalies

chromosomiques 6 000g ? ?

Anomalies congénitales Anomalies d'apparition

tardive 90 100h 5 - 45i 45 - 450'

Maladies constitution- nelles et dégénératives

Total 98 200 - 107 200 10 - 701 60 - 600e

% de l'incidence actuelle 0,01 - 0,07 0,06 - 0,6

a D'après Sankaranarayanan (7).

b Selon le rapport BEIR (2).

c Valeurs actuelles de l'incidence d'après Trimble & Doughty (18), avec certaines modifications.

d L'incidence au bout de la première génération est supposée égale à environ 0,2 fois l'incidence à l'équilibre pour les anomalies autosomiques dominantes et les anomalies liées au chromosome X et 0,1 fois l'incidence à l'équilibre pour la catégorie «anomalies congénitales, etc.».

e Valeur inférieure (1000) d'après Trimble & Doughty (18); valeur supérieure (10 000) d'après Stevenson, utilisée dans les rapports CSNUEERI (1) et BEIR (2) de 1972.

f Les valeurs inférieure et supérieure sont calculées d'après des incidences de 1000 et 10 000 respectivement.

g Selon les résultats combinés de 7 enquêtes sur les nouveau -nés; y compris le cas des mosaïques.

h Y compris une proportion inconnue d'anomalies chromosomiques numériques (autres que le syndrome de Down) ou structurales.

f L'éventail reflète les hypothèses de 5 et 50% de composants mutagènes.

Chiffres arrondis.

12

2.3 Autres agents cancérogènes et mutagènes

De nombreux facteurs autres que les rayonnements, y compris un nombre croissant d'agents chimiques, sont aujourd'hui connus comme cancé- rogènes ou mutagènes(19). Selon le Centre international de Recherche sur le Cancer (CIRC), environ 80% des cancers sont dus à l'environnement, et d'autres auteurs avancent des proportions encore plus élevées (20).La plupart des agents cancérogènes de l'environnement sont vraisemblablement des sub- stances chimiques naturelles ou fabriquées par l'homme. Bien que l'exposition de la population mondiale aux substances chimiques potentiellement cancéro- gènes ou mutagènes augmente, il n'est pas encore possible de comparer quan- titativement les effets relatifs des substances chimiques avec ceux des rayonne- ments, faute d'informations sur les premiers. Les indications données dans la suite du présent rapport conduisent à penser que, dans la mesure où les pra- tiques actuelles en matière de protection radiologique seront poursuivies ou améliorées, il n'est guère probable que les émissions de rayonnements résultant des programmes actuels et projetés de centrales nucléaires contribuent sub- stantiellement aux effets cancérogènes et mutagènes observés dans l'avenir.

3. LE CYCLE DU COMBUSTIBLE NUCLÉAIRE

L'expression «cycle du combustible nucléaire» désigne l'ensemble des opérations que subissent les matières utilisées pour la production d'énergie nucléaire. Il recouvre toutes les étapes allant de l'extraction du minerai d'uranium jusqu'au conditionnement, au stockage et à l'évacuation finale des déchets; les opérations intermédiaires sont l'extraction de l'uranium et son usinage, l'enrichissement en uranium fissile, la conversion en combus- tible, la fabrication des barres de combustible, l'irradiation dans le réacteur, la séparation du combustible inutilisé d'une part et des produits de la réaction nucléaire d'autre part, et la reconstitution du combustible. Ces opérations, au cours de chacune desquelles il faut empêcher l'exposition potentielle des travailleurs et de la population aux rayonnements, sont représentées graphiquement aux figures 1 et 2 et décrites succinctement dans les para- graphes qui suivent (voir également21). Comme dans le reste du rapport, cette relation porte essentiellement sur le cycle employé dans les réacteurs thermiques.

3.1 Extraction du minerai, extraction et usinage de l'uranium

L'uranium est relativement répandu dans la nature, bien qu'il ne consti- tue que 2 X1 0-4 % de la croûte terrestre. Les principaux gisements se trouvent

13

Fig. 1. Les principales phases du cycle du combustible nucléaire

Enrichissement

Extraction du minerai, extraction et usinage

de l'uranium

14

Conversion en combustible

Plutonium

Uranium

Fabrication des éléments

Exploitation du réacteur

Combustible irradié

}

Stockage

Recyclage du combustible

Stockage et évacuation des

déchets

Fia. 2 Le cycle du combustible d'un réacteur - piscine à uranium de 1000 MW(e)a

Gisement d'uranium 6,4 ha

85 700 MT de minerai 2,54 x 106 MT de morts -terrains

Gazeux Gazeux Gazeux

56,7 Ci Rn"' 9,43 MT NOx 12,21 MTNOx

0,0226 CiRaces 0,11 MT fluorures 0,69 MT fluorures

0,0226 CiTh30 25,7 MT SO2 22,4 MT SOx

0,0334 Ci U 0,0132 Ci U 0,02 Ci U

Extraction (à ciel ouvert) 0,2% de minerai

15,0 MT IVOx

2,54 x 106 MT de morts -terrains

Usinage et concentration

1,08 ha

U (en U3001 171,4 MT

V

Liquides 1,9 Ci U 0,051 Ci Ra136 3,20 Ci Th""

Conversion U308->UF6 0,96 ha

U (en UF61 171,4 MT 0,71% Uan

Energie Elec.

4,20x10' kwh

Liquides 0,027 Ci U 0,025 Ci Th'J0 0,25 Ci Ra".

V

Résidus solides 86 200 MT 53,5 Ci ThJO

56,6 Ci Ra ?6 V

Solides : 37,7 MT de cendres Solides stockés 0,26 Ci Th -U dans 15,5 kg de cendres

Séparation des isotopes sur 172 MT 0,48 ha

Uranium enrichi (UF6) 34,53 MT U 3,3% Usss

Uranium recyclé (UF,I

,04 MT 0,798% Uns

Uranium épuisé stocké sous forme de UF6 170 MT 0,2% U "6 56,3 Ci

Liquides : 0,029 Ci U 24,4 MT NaCi 7,91 MT Ca`

7,91 MT SO4 0,52 MT Fe 3,96 MT NO3

Note. Les quantités ont été calculées sur la base d'une année d'exploitation à 100% de la capacité. Les quantités matérielles présup- posent un cycle annuel de rechargement équilibré, chaque élément fonctionnant pendant 1100 jours à pleine puissance avant recharge, ce qui correspond à une production moyenne d'énergie thermique de 33 000 MW(e)j par tonne d'uranium et à une puissance thermique

moyenne de 30 MW(e) par tonne d'uranium. Le réacteur est rechargé à raison d'un tiers chaque année. Le combustible introduit à vt chaque fois est enrichi à 3,3% d'uranium 235.

CN Fig. 2 (suite)

Uranium enrichi IUF0I 34,53 MT U

3,3% U'"

Gazeux 5,18 MT NO3 8,29 MT NH3 0,39 MT fluorures 0,00019 Ci U

Conversion et fabrication

Combustible fabriqué 34,53 MT U 3,3% U'"

Liquides 0,0196 Ci U 0,0098 Ci Th'"

33,8 MT CaF2 solides 0,059 Ci U dans CaF2 0,024 Ci autre U

Energie électrique 8,76 x 10' kwh

Energie électrique livrée 7,984 x 10' kwh

Pertes dé transport : 0,776 x 10' kwh

Réacteur Réacteur é eau b eau Gazeux bouillante pressurisée

4 H' 10 é 50 Ci

il'

il3i 0,3 é 0,8 Ci kr + Xe 50 000 7000 Ci

Centrale é vapeur -

Electricité Stockage du

1000 MW(e)

Combustible

irradié combustible irradié

Expédition du combustible

33,044 MT U 33,044 MT U irradié

Rendement thermique 32% 0,296 MT Pu 0,296 MT Pu Superficie : 64 ha 5,17x10'Ci ^{150 jours} 1,35 x 10s Ci 2,738 x 1010 kwh /année

Emission de déchets radioactifs liquides Eau de circulation

966 000 gal /min

Tour de réfrigération

Eau d'appoint 19 230 gal /min

i

Eau de purge : 7210 gal /min 7180 MT de solides dissous

BWR PWR

H' 90 450 Ci Autres 5 5 Ci

Air humidifié : 23,0 x 10' MT H2O évaporée 1,86 x 1010 kwh chaleur perdue

Perte :483 gal /min 481 MT de solides dissous

Fig. 2 (suite)

Eau de surface 3340 Ci H' 3,67 Ci Ru106 5,03 MT Na*

0,23 MT CÎ 0,415 MT SOq 0,176 MT NO3

Combustible irradié expédié

Eau 9 gal /min

Recyclage 1,48 ha

Gazeux 3,73 x 10' Ci Kres 20 580 Ci H' 0,06 Ci Ivs,^isr 0,918 Ci d'autres F.P.

0,0037 Ci de transuraniens 7,4 MT NOx

Déchets de haute activité

1,32 x 10' Ci F.P.' 0,0015 MT Pu 20 500 Ci Pu 11 400 gal si liquides 114 ft' si solides Gaines é combustible 4,28 x 10" Ci 72 ft'

Stockage provisoire (5 ans) des déchets dé

haute activité

Déchets de haute activité 1,83 x 10'' Ci F.P r-- 114 ft'

Gaines é combustible 1 67 x 10' Ci 72 ft'

Déchets liquides d'activité moyenne (106 é 10' xMPC) vers stockage : 6900 gal

Déchets liquides de faible activité (10 é 10' x MPC) 340 000 gal

awamy Déchets solides ensevelis : 6900 ft', 0,056 ha

Vente, recyclage ou stockage du Pu (Pu(NO314) 0,296 MT 4,09 x 10" Ci

33,04 MT U, 0,798% U"

Expédition A la décharge

fédérale

Déchets de haute activité 1,83 x 107 Ci F.P.

114 ft' Gaines é combustible

1,67 x 10' Ci 72 ft'

Stockage perpétuel des déchets de haute activité

et autres

Zone de stockage 0,08 é 0,64 ha

a D'après Pigford (22). Reproduction autorisée par Annual Review of Nuclear Science, volume 24. Copyright 1974 par Annual

J

en Amérique du Nord, en Afrique du Sud, en Australie et en Suède. Les minerais commerciaux actuels contiennent généralement de 0,1 à 0,3%

d'uranium et sont convertis en un concentré «jaune» (yellow cake). Pour évaluer les conséquences globales du cycle du combustible nucléaire pour la santé, il ne faut en aucun cas négliger les risques bien connus qui s'attachent à l'extraction du minerai d'uranium et dont il est question dans la partie 8.

3.2 Enrichissement

De nombreux réacteurs sont construits pour fonctionner à l'uranium enrichi en uranium 235 fissile. L'enrichissement se pratique aujourd'hui par un procédé de diffusion, après conversion de l'uranium en hexafluorure volatil. D'autres procédés actuellement industrialisés reposent sur la centri- fugation en phase gazeuse.

3.3 Fabrication du combustible

L'uranium extrait du concentré, ou l'hexafluorure d'uranium enrichi, est converti au terme d'une série d'opérations en oxyde ou en métal. Sous l'une ou l'autre de ces formes, il est chargé dans des tubes de métal (mise sous gaine) qui sont ensuite remplis de gaz et hermétiquement fermés. Les tubes remplis, isolément ou par batteries, sont assemblés en éléments combustibles et insérés dans les réacteurs.

3.4 Conduite du réacteur

La fission des atomes de combustible par des neutrons produit, dans le cur du réacteur nucléaire, de la chaleur et toute une gamme d'éléments plus légers (produits de fission) dont la plupart sont radioactifs. Par une réaction additionnelle, le processus donne naissance à des atomes de masse supérieure à celle de l'uranium (les éléments transuraniens : plutonium, américium et curium) qui sont eux aussi radioactifs et qui présentent une importance particulière pour l'industrie nucléaire. Les quantités de produits transuraniens formés dans la fission sont indiquées au tableau 3. Dans les conditions de conduite normale, les produits de la réaction demeurent à l'intérieur des gaines contenant les éléments combustibles. Quand ceux -ci sont épuisés, ils sont retirés du réacteur et stockés dans des enclos fortement protégés.

Ils doivent y reposer pendant un certain temps, en attendant que leur radio- activité ait notablement diminué sous l'effet de la désintégration naturelle.

3.5 Recyclage du combustible

Si l'on veut séparer les déchets et le plutonium du combustible non brû- lé, le combustible épuisé qui les contient est transporté au bout de plusieurs

18

Tableau 3. Quantités annuelles d'éléments transuraniens produits dans le cycle du combustible des réacteurs de 1000 MW(e) (avec un facteur de charge de 80 %)a

Partie du cycle Eléments

Réacteur -piscine à uranium

Réacteur -piscine à uranium- plutonium

Surrégénérateur à neutrons rapides

kg /a Ci /a kg /a Ci /a kg /a Ci /a

Traitement du Plutonium 245" 1,06X 105 (a) 1 573c 6,78 X105 (a) 1 970d 4,49 X105 (a)

combustible 3,1 X106(f3) 3,1 X107(f3) 1,3 X107(3)

Américium 4,39 6,36X103 (a) 75,7 1,126 X105(a) 17,8 3,82 X104 (a)

1,10X102(13) 2,65 X103 (ß) 1,869 X103 (ß)

Curium 0,926 3,80 X105(a) 9,73 3,65 X106(a) 0,676 1,12 X106 (a) Production nette

dans le réacteur Plutonium fissile 172

-

-

-

Fabrication du

combustible Plutonium 0

-

-

-

a D'après Pigford (22).

" 1,8% Pu 238, 59,3% Pu 239, 24% Pu 240, 11,1% Pu 241, 3,8% Pu 242.

c 1,9% Pu 238, 34,2% Pu 239, 31,4% Pu 240, 18,5% Pu 241, 13,9% Pu 242.

d 0,77% Pu 238, 66,9% Pu 239, 22,4% Pu 240, 6,1% Pu 241, 3,8% Pu 242.

e Apport nécessaire à partir de réacteurs -piscines à uranium.

mois dans des récipients massifs aux parois épaisses jusqu'à une installation de recyclage. Le combustible y est dissous dans un acide et la solution est traitée chimiquement de façon à obtenir sa séparation en plusieurs coulées. La pre- mière contient l'uranium non brûlé, qui est récupéré pour reconstitution du combustible. La deuxième coulée contient la plus grande partie du plutonium, qui peut être conservé pour utilisation future dans des réacteurs à neutrons rapides ou pour recyclage dans des réacteurs thermiques. Enfin, la troisième coulée contient les produits de fusion et la plus grande partie des autres élé- ments transuraniens, qui sont des déchets hautement radioactifs. Cette sépara- tion chimique est réalisée dans des usines situées à l'écart, équipées spéciale- ment pour la manipulation sans danger des substances hautement radioactives.

3.6 La gestion des déchets

Il y a, à diverses phases du cycle du combustible, comme dans toutes les opérations industrielles et avec la plupart des méthodes de génération d'éner- gie, production de déchets divers. Les organismes nationaux et internationaux responsables des questions de santé et de sécurité ont émis des recommanda- tions et élaboré des règles de gestion de ces déchets (23), qui ont pour but d'empêcher que la population en général, et les travailleurs de l'industrie nucléaire en particulier, ne court des risques inutiles. Les divers types de déchets produits et les modalités actuelles et futures de leur gestion sont analysés en plus de détail dans la partie 5 du présent rapport.

3.7 Transport

La dispersion géographique des installations correspondant aux diverses phases du cycle du combustible nécessitera un nombre croissant d'opérations de transport de matières nucléaires. Le transport des matières premières et des batteries d'éléments combustibles ne comporte pas de grands risques d'irradia- tion, alors que celui du combustible irradié et des produits de réaction pré- sente un plus fort potentiel d'accidents susceptibles de provoquer l'exposition des travailleurs ou de la population en général (voir partie 7). La réunion, dans de mêmes emplacements, des centrales et des installations de fabrication et de recyclage du combustible réduirait le volume des opérations de trans- port, sans l'éliminer complètement.

4. LES RÈGLEMENTS D'HYGIÈNE ET DE SÉCURITÉ APPLICABLES AU CYCLE DU COMBUSTIBLE

Tous les pays qui emploient ou se préparent à employer l'énergie nuclé- aire ont édicté des règlements et des codes de pratique détaillés pour la pro- tection des travailleurs et de la population.

20

Les organismes internationaux, par exemple la Commission internatio- nale de Protection contre les Radiations (CIPR), émettent des recommanda- tions concernant les normes de protection de la santé (cf, par exemple, 24) qui servent de base pour les réglementations nationales adaptées aux condi- tions nationales et locales. Ces recommandations, dont quelques exemples figurent aux tableaux 4 et 5, sont le fruit de recherches approfondies, réali- sées à l'échelle mondiale, et des constatations faites à l'expérience concernant les effets des rayonnements sur les êtres humains et sur le métabolisme, ainsi que d'études de la dispersion et de la concentration des substances radio- actives dans l'air, dans l'eau et dans la chaîne alimentaire. Les fondations scientifiques de ces recommandations, et d'autres encore, concernant les rayonnements sont sans cesse revues par des organismes internationaux tels que le Comité scientifique des Nations Unies pour l'étude des effets des radiations ionisantes (CSNUEERI), la CIPR et l'AIEA. La poursuite de la coopération internationale en matière de protection contre les rayonnements est importante, car la dispersion de certaines substances libérées par des installations nucléaires augmente la radioactivité ambiante dans le monde entier.

Tableau 4. Doses maximales admissibles d'irradiation recommandées par la CIPR pour les expositions professionnellesa

Organe irradié Dose (rem)

Organisme entier

Moelle osseuse ⁾ 5

Gonades ₎

Peau et os

Thyroide ⁾) 30

Mains et avant -bras Pieds et chevilles

) )

Autres organes isolément 15

Note. Les chiffres individuels pour la population en général (sauf pour l'irradiation de la thyroïde chez les enfants jusqu'à 16 ans, dont la limite est fixée à 1,5 rem /a) sont 10 fois plus faibles, et ceux pour les populations exposées 30 fois plus faibles, que ceux des expositions professionnelles.

a D'après la Commission internationale de Protection contre les Radiations (31).

21

Tableau 5. Nucléides importants pour l'environnement qui sont produits durant le cycle du combustible nucléaire, leurs périodes et les concentrations

limites recommandées par la CIPR

Nucléides Période radioactive

Concentrations limites calculées pour les travailleurs exposés 40h par semaines µCi cm-3 dans l'air

µCi cm -3dans l'eau Substances

solublesb

Substances insolubles

H 3 12,5a 8X10-6 3X10-3 1X10-1

(sous forme de (sous forme

vapeur d'eau) de gaz) ^C

C 14 5,7X103a 4X10 -6

1X10

Ar 41 1,8h

-

^-c

Kr 85 10,8a

-

^-c

Sr 90 27,7a 1 X109 5X109 1 X105

Zr 95 65,5j 1X10' 3X108 2X103

Nb 95 35,0j 5X10-7 1 X 107 3X10 3

Ru 106 368j 8X10 8 6 X 109 4X10-4

1 129 1,7X107a 2X109 7X108 1 X105

1131 8,1j 9X109 3X107 6X105

Xe 133 5,3j

-

-

Cs 137 30,0a 6X108 1X108 4X104

Np237 2,1X106a 4X1012 1X101° 9X105

Pu 239 2,4X104a 2X1012 4X1011 1X104

Am 241 458a 6X10-17 1 X 101 ° 1X10-4

Cm 242 163j 1X101° 2X101° 7X104

a Les concentrations limites sont calculées de façon que, lorsqu'elles sont respec- tées, la dose annuelle maximale admissible ne soit pas dépassée. Pour la population en général, les tolérances individuelles sont 10 fois plus faibles dans le cas de tous les radio- nucléides, sauf l'iode pour lequel la réduction est de 20 fois. Toutes les concentrations limites sont à diviser par 3 si l'exposition dure les 168 heures de la semaine complète.

b C'est-à -dire les composés du radionucléide solubles dans les liquides organiques.

c La concentration limite est basée sur le rayonnement extérieur provenant desgaz de l'atmosphère.

22

Parmi les autres interventions internationales destinées à protéger les populations figurent le Traité de non prolifération des armes nucléaires, qui s'applique aux utilisations pacifiques des substances fissiles, et les Conven- tions de Londres et d'Oslo sur l'immersion des déchets faiblement radio- actifs. On trouvera d'autres renseignements sur ces points dans les publica- tions de l'AIEA (par exemple25,26,27,28,29,30).

Dans la plupart des pays, l'élaboration et la mise en oeuvre des règlements détaillés, comme l'exécution d'études nationales sur les expositions aux rayonnements, relèvent de la compétence des instituts nationaux de protec- tion contre les rayonnements ou bien d'organismes spéciaux de réglementa- tion ou d'inspection nucléaire.

L'un des principes de base qui inspirent les réglementations en matière de protection contre les rayonnements se trouve dans la recommandation de la CIPR selon laquelle toutes les expositions aux rayonnements doivent être maintenues au niveau le plus bas possible, compte tenu des considérations économiques et sociales (32). Dans l'industrie nucléaire, il faut prêter atten- tion à toutes les phases du cycle du combustible. Dans le cas de la population en général, il n'est pas possible de mesurer directement les expositions indivi- duelles, et la protection est alors totalement tributaire d'un enrayement efficace de toutes les émissions de radioactivité à la source. Lorsque des substances radioactives ayant une période de plusieurs jours ou davantage sont rejetées dans l'environnement, elles peuvent parcourir de grandes dis- tances dans l'eau ou dans l'atmosphère. Les règlements et les normes appli- cables aux doses doivent par conséquent tenir compte de l'irradiation totale des populations du pays, de la région et du monde entier. Dans bien des cas, les règlements sont conçus en vue du développement futur de l'emploi de l'énergie nucléaire.

Les règlements qui s'appliquent à l'activité industrielle en général (permis d'implantation, permis de construire, autorisations d'évacuation des eaux, codes de chaufferie, etc.) s'appliquent également, mutatis mutandis, au installations nucléaires. Seuls les organismes publics délivrent les autorisations de construire et d'exploiter des installations nucléaires. C'est pourquoi les pouvoirs publics exercent sur la production d'énergie nucléaire un contrôle plus direct que sur les autres installations industrielles. L'emplacement des installations nucléaires est régi par des réglementations et des pratiques spé- ciales, qui visent, par exemple, les effets thermiques des eaux de refroidisse- ment, l'activité sismique et les caractéristiques des populations locales, ainsi que la participation du public à la décision d'implantation des centrales.

Le groupe de travail est convenu qu'il y avait lieu de continuer, et peut - être de développer, le système d'inspections indépendantes par des services publics, complétant les pratiques d'auto -contrôle usuelles dans l'industrie nucléaire.

Il a souligné qu'il importait d'assurer aux travailleurs des usines nucléaires une formation étendue et de haut niveau. Comme dans beaucoup d'autres 23

industries, la stabilité mentale et les capacités techniques sont des critères essentiels de sélection (33). Le groupe a également noté qu'il importait d'as- surer une formation efficace au personnel des organismes publics de réglemen- tation et d'inspection.

5. GESTION DES DÉCHETS RADIOACTIFS

En général, il n'existe que deux solutions acceptables lorsqu'on se trouve en présence de déchets, de quelque nature que ce soit, impossibles à détruire ou trop coûteux à recycler. On peut, soit les entreposer dans des conditions de sécurité dûment respectées, soit les rejeter dans la nature. Dans le deuxième cas, les obstacles physiques et les processus naturels, par exemple la dilution ou les transformations chimiques, peuvent ramener à un niveau acceptable les effets de ces rejets sur l'environnement. Avec les déchets radioactifs, on pra- tique aussi bien le stockage que le rejet dans la nature.

Il faut bien distinguer les deux opérations. Avec le stockage, on conserve les matériaux sous surveillance, isolés des êtres humains et des autres formes de vie, mais dans des conditions qui permettent de les récupérer si cela est souhaitable. Avec le rejet, les matériaux sont évacués (dans certaines condi- tions de sécurité s'il s'agit de déchets radioactifs) sans intention de les récu- pérer en aucun de disperser dans l'atmosphère, la mer ou les eaux douces, ou de les isoler de la biosphère. La désintégration radio- active durant le stockage peut réduire la toxicité des matériaux à un point tel qu'on peut considérer leur immobilisation au point d'entreposage comme un moyen suffisant de s'en débarrasser. On peut aussi admettre, dans certains cas, que l'isolation des matériaux pendant des périodes de longue durée, suivie de leur dispersion lente, une fois leur radioactivité suffisamment atténuée, constitue une bonne solution. Le stockage nécessite une surveillance permanente des déchets, tandis que le rejet dans la nature n'appelle parfois qu'une surveillance plus limitée du lieu du rejet.

Si le combustible irradié doit être recyclé, ses composantes indési- rables ainsi que les gaines métalliques et d'autres composantes des éléments combustibles deviennent à un moment donné des déchets. Par contre, si l'on n'a pas l'intention de recycler le combustible, la totalité de l'élément ou certaines de ses parties sont à traiter comme des déchets qu'il faudra rendre inoffensifs.

La classification des déchets radioactifs dépend de plusieurs facteurs, y compris le type de rayonnement émis, la radioactivité des déchets par unité de masse (radioactivité spécifique) et la toxicité des radionucléides, y compris leur période. Des exemples de définition figurent dans un rapport de l'AIEA (34).Pour des raisons de commodité, la radioactivité des déchets 24