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SIEGE SOCIAL ET ADMINISTRATIF :
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ASSOCIATION DECLAREE CONFORMEMENT A LA LOI DU 1 JUILLET 1901 SIRET : 310 071 477 00031 N° DE TVA : FR60310071477
CENTRE D’ETUDE SUR L’EVALUATIONDE LA PROTECTION DANS LE DOMAINE NUCLEAIRE
RAPPORT N° 269
LE GROUPE RADIOECOLOGIE NORD-COTENTIN :
UNE EXPERIENCE ORIGINALE
D'EXPERTISE PLURALISTE
J. LOCHARD, T. SCHNEIDER, P. CROUAIL (CEPN)
G. HERIARD DUBREUIL, S. GADBOIS (MUTADIS)
A. OUDIZ (IPSN)
Novembre 2000
Contrat : IPSN-400 9A390810
SOMMAIRE
AVANT-PROPOS 1
1 . PRESENTATION GENERALE 3
1 .1 . Historique de la création du GRNC 3
1 .2 . Eléments de présentation de la région Nord-Cotentin 7
1.2.1. Les activités nucléaires 8
1.2.2. Autres activités 9
1 .3 . Le dispositif de surveillance de l’environnement
autour des installations nucléaires en France 10
1.3.1. Les principes généraux de la surveillance de l'environnement 10
1.3.2. La mise en place progressive des contrôles réglementaires
dans le Nord-Cotentin 11
1.3.3. Efficacité de la surveillance de l’environnement 12
1.3.4. Surveillance de l’environnement et impact sanitaire 14
1 .4 . Une expérience antérieure : le Comité COMARE 15
1 .5 . La composition et le fonctionnement du GRNC 17
1.5.1. Un groupe d'experts pluraliste 17
1.5.2. Les règles de la coopération 19
1.5.3. L'ouverture vers des instances de concertation et les mouvements
associatifs 20
2. LA DEMARCHE METHODOLOGIQUE DU GRNC 21
2 .1 . La problématique de l'évaluation des doses et des
risques 21
2.1.1. Les expositions 21
2.1.2 De l'exposition à la dose 25
2.1.3. De la dose au risque 28
ii
2 .2 . Les objectifs du GRNC 30
2.2.1. Premier objectif du GRNC 30
2.2.2. Deuxième objectif du GRNC 34
2 .3 . Le déroulement des travaux 34
2.3.1. Reconstitution et analyse critique des rejets radioactifs des
installations 34
2.3.2. Inventaire, bilan et analyse des mesures réalisées dans
l’environnement 37
2.3.3. Confrontation des résultats des modèles avec les mesures 39
2.3.4. Calculs des doses et des risques 41
2.3.5. Evaluation des doses efficaces individuelles pour les scénarios
particuliers 44
3. LES RESULTATS 47
3 .1 . Expositions et risques de leucémie pour la cohorte 47
3.1.1. Expositions individuelles 47
3.1.2. Expositions collectives 50
3.1.3. Risques de leucémie radio-induite pour la cohorte 52
3.1.4. Analyse de sensibilité 54
3 .2 . Expositions liées aux scénarios particuliers 55
3 .3 . L’interprétation des résultats en termes de risque 57
3 .4 . Les conclusions et les recommandations du GRNC 62
3 .5 . Comparaison des résultats du GRNC avec ceux de
COMARE 64
iii
4. LES PERSPECTIVES OUVERTES PAR L’EXPERIENCE DU
GRNC 67
4 .1 . Le point de vue des experts du mouvement associatif 67
4.1.1. Le point de vue de Madame SENE 67
4.1.2. Le point de vue de Monsieur BARBEY 69
4.1.3. Le point de vue de Monsieur DESBORDES 72
4 .2 . Le point de vue du Collectif des "Mères en Colère" 74
4 .3 . Quels enseignements tirer du GRNC ? 76
4.3.1. Vers une forme d’expertise pluraliste 79
4.3.2. Vers une approche complémentaire de la surveillance des rejets 81
REFERENCES 83
ANNEXE : INSTITUTIONS ET ORGANISMES REPRESENTES
DANS LE GRNC 85
v
LISTE DES SIGLES
ACRO Association pour le Contrôle de la Radioactivité dans l'Ouest
AIEA Agence Internationale de l'Energie Atomique
ANDRA Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs
BfS Office Fédéral de Radioprotection (Allemagne)
CEA Commissariat à l'Energie Atomique
CEPN Centre d'étude sur l'Evaluation de la Protection dans le domaine Nucléaire
CIPR Commission Internationale de Protection Radiologique
CNPE Centre Nucléaire de Production d'Electricité
CNRS Centre National de Recherche Scientifique
COGEMA COmpagnie GEnérale des MAtières nucléaires
COMARE Comité sur les aspects médicaux de la radioactivité dans l’environnement(Royaume-Uni)
CRII-RAD Commission de Recherche et d'Information Indépendante sur laRadioactivité
CSHPF Conseil Supérieur d'Hygiène Publique de France
CSPI Commission Spéciale et Permanente d'Information près de l'Etablissementde La Hague
DCN Direction des Constructions Navales
DOE Département de l’Energie (Etats-Unis)
DPPR Direction de la Prévention de la Pollution et des Risques
DSIN Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires
EDF Electricité de France
GEA Groupe d'Etudes Atomiques
GRNC Groupe Radioécologie Nord-Cotentin
GSIEN Groupement de Scientifiques pour l'Information sur l'Energie Nucléaire
INB Installation Nucléaire de Base
INSERM Institut National de la Santé et de la Recherche Médicale
vi
IPSN Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire
ISTE Institut des Sciences et Techniques de l'Environnement - Université deMontbéliard
LDA Laboratoire Départemental d'Analyse de la Manche
NRPB Conseil National de Protection Radiologique (Royaume-Uni)
OFSP Office Fédéral de la Santé Publique (Suisse)
OPRI Office de Protection contre les Rayonnements Ionisants
SCPRI Service Central de Protection contre les Rayonnements Ionisants
UNSCEAR Comité Scientifique des Nations-Unies sur les Effets des RadiationsAtomiques
1
AVANT-PROPOS
Début juillet 1999, après deux années de travail, le Groupe "Radioécologie Nord-
Cotentin" (GRNC) rendait public les résultats de son estimation des niveaux d'exposition
aux rayonnements ionisants des enfants (0-24 ans) du canton de Beaumont-Hague du
Nord-Cotentin ainsi que du risque de leucémie associé. Ces résultats venaient compléter
les conclusions des précédentes démarches d'évaluation décidées par les pouvoirs publics
à la suite de la publication en 1997 des travaux épidémiologiques du Professeur Jean-
François VIEL de l'Université de Besançon. Ces derniers, qui émettaient l'hypothèse
d'une relation causale entre le développement des leucémies parmi les enfants de la région
et l'exposition due aux rejets radioactifs des diverses installations nucléaires implantées
dans la presqu'île du Cotentin, avaient suscité localement une vive émotion, en particulier
parmi les mères de famille résidant autour des installations, et ouvert une controverse
entre les divers acteurs locaux et nationaux de la scène nucléaire. Cette étude faisait suite à
des travaux de la même équipe montrant une tendance à l'excès de leucémie chez les
enfants du canton de Beaumont-Hague, canton sur lequel est située l'usine de retraitement
de La Hague.
L'originalité de l'expérience du Groupe Radioécologie Nord-Cotentin réside, sur le plan
méthodologique, dans une démarche critique aussi exhaustive que possible et, du point de
vue de sa composition et de sa méthode de travail, dans le fait qu'elle constitue une
expertise pluraliste dans un domaine très sensible, celui de l'évaluation des impacts de la
radioactivité sur la santé. Pendant deux années, des experts d'instituts français et
étrangers, du mouvement associatif et de l'industrie nucléaire ont, en commun, construit
une méthodologie, rassemblé et analysé une masse importante de données et confronté
leurs points de vue sur la façon d'évaluer les modalités d'exposition des populations
concernées. Malgré les réserves formulées par certains membres du Groupe en ce qui
concerne l'appréciation des résultats et le refus par les experts d'un des mouvements
associatifs de s'associer aux conclusions du Groupe, cette expérience a permis de faire la
synthèse de données dont certaines n'étaient pas jusque là intégrées dans les études
d'impact et de fournir une évaluation de l'impact sanitaire potentiel de l'exposition aux
rayonnements ionisants imputable aux rejets des installations nucléaires.
Le présent rapport a été préparé, à la demande de la Présidente du Groupe Radioécologie
Nord-Cotentin, par une équipe de rédaction composée de membres du Centre d'étude sur
l'Evaluation de la Protection dans le domaine Nucléaire (CEPN), de MUTADIS - groupe
de recherche sur la gestion sociale des risques -, ainsi que d'un représentant de l'Institut
2
de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN). Ce document doit être distingué du rapport
final établi par le GRNC lui-même et sous sa responsabilité pour rendre compte de ses
travaux. Le présent rapport décrit donc de façon plus synthétique la démarche et les
principaux résultats du GRNC ainsi que les enseignements que l'on peut en tirer. Il vise
en particulier à montrer l'originalité de la démarche pluraliste adoptée en rappelant son
contexte historique ainsi que ses différences avec l'expérience similaire menée en Grande-
Bretagne pour le site nucléaire de Sellafield1. Par ailleurs, il présente les différentes étapes
de l'évaluation des expositions et des risques associés aux rayonnements ionisants. Enfin,
il souligne les perspectives ouvertes par l'expérience du Groupe sur le plan de
l'implication des acteurs sociaux dans l'évaluation et la gestion du risque radiologique. Ce
dernier aspect pourrait ouvrir des nouvelles voies pour le traitement "préventif" des
questions relatives aux risques pour la santé et l'environnement inhérents aux activités
industrielles.
1 La question de la comparaison des approches du GRNC et du comité COMARE (Comité sur
les aspects médicaux de la radioactivité dans l’environnement au Royaume-Uni) devra êtreapprofondie dans le cadre d'une nouvelle mission adressée au GRNC par la Ministre del'Aménagement du Territoire et de l'Environnement et la Secrétaire d'Etat à la Santé.
3
1 . PRESENTATION GENERALE
1.1 . Historique de la création du GRNC
De nombreuses études épidémiologiques de mortalité par cancer ont été menées autour de
sites nucléaires dans différents pays occidentaux. Les études d'incidence portant sur la
morbidité ou les études "cas-témoins" permettant d'affiner ces analyses sont plus rares.
L'une des premières date de 1984 et a été réalisée autour de l'usine de retraitement de
Sellafield au Royaume-Uni [1].
En 1995, l’équipe du Professeur Jean-François VIEL de l’Université de Besançon
publiait les résultats d'une recherche menée autour de l’usine de retraitement de La Hague
suggérant un excès de leucémie parmi les sujets de moins de 25 ans dans la zone des
10 km (canton de Beaumont-Hague) à la limite du seuil de significativité (4 cas observés
entre 1978 et 1992 pour 1,4 cas attendus) [2]. En janvier 1997, la même équipe publiait
dans le British Medical Journal les résultats d’une étude épidémiologique “ cas-témoins ”
[3]. Cette dernière mettait en évidence l’association entre certaines habitudes de vie (la
fréquentation des plages locales, la consommation de produits de la mer, le fait d’habiter
dans une maison de granit) et le risque de développer des leucémies parmi les sujets de
moins de 25 ans dans un rayon de 35 km autour de l’usine de retraitement de La Hague.
Les auteurs émettaient l’hypothèse d’une relation causale entre cette observation et
l’exposition environnementale aux rayonnements ionisants.
La parution des résultats de cette dernière étude dans les médias souleva une vive émotion
parmi la population locale, en particulier parmi les mères de familles qui à cette occasion
s'organisèrent dans un collectif baptisé "Les Mères en Colère" et publièrent un manifeste
"pour une information claire et objective" concernant les rejets des installations de la
région et leurs éventuels impacts sanitaires. Sur le plan national, une polémique se
développa autour des travaux du Professeur VIEL impliquant scientifiques, experts,
opérateurs et mouvements associatifs qui trouva un écho au-delà des frontières. Afin de
répondre aux multiples interrogations soulevées par les conclusions de ces travaux,
Mme Corinne LEPAGE, Ministre de l’Environnement, et M. Hervé GAYMARD,
Secrétaire d’Etat à la Santé et à la Sécurité Sociale, mettaient en place au mois de février
1997, un Comité Scientifique sous la présidence du Professeur Charles SOULEAU,
doyen de la faculté de Pharmacie de Chatenay-Malabry, afin de proposer “ une nouvelle
étude épidémiologique dans le Nord-Cotentin ”. Le Comité SOULEAU, dont la
4
composition était précisée dans la lettre de mission, comportait des scientifiques,
principalement des épidémiologistes, dont le Professeur Jean-François VIEL.
Dès le début de ses travaux, le Comité, en accord avec les suggestions des Ministres, a
pris contact avec les acteurs locaux, en particulier le collectif des "Mères en Colère", et a
également ressenti la nécessité d'élargir le champ de sa mission initiale afin d'y inclure
une étude radioécologique visant à évaluer de façon rétrospective les expositions reçues
par les enfants en provenance des rejets des installations et des différentes sources
médicales et naturelles. Cette extension était essentiellement motivée par le souci
d'apporter à la population du Nord-Cotentin "des éléments de réponses sur le passé"
concernant les risques auxquels elle avait été soumise. La démarche traduisait donc la
volonté de répondre au plus près aux préoccupations locales dans le cadre d'une démarche
scientifique.
Le Comité s'est doté de deux sous-groupes de travail, l'un centré sur les aspects
épidémiologiques et l'autre sur la dimension radioécologique, ce dernier comprenant
principalement des experts désignés par les appuis techniques des autorités et les
opérateurs, mais également un expert non institutionnel, le secrétariat de ce deuxième
sous-groupe étant assuré par l'Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN). Dans
son rapport final [4], le Professeur SOULEAU justifiait cette ouverture vers les
opérateurs et les experts non institutionnels en notant : "... le Comité est bien conscient de
la complexité des études et donc de la difficulté en matière de communication vers un large
public légitimement inquiet. Il considère à cet égard qu'une condition de la confiance faite
aux experts est la présence au sein d'une même instance... d'experts institutionnels et non
institutionnels capables de travailler sur des bases scientifiques communes dans la plus
grande transparence". Au niveau du fonctionnement, un devoir de confidentialité avait été
requis pour tous les membres du Comité et le groupe plénier validait en dernier ressort les
résultats avant de les communiquer à l'extérieur.
En juillet 1997 après six mois d'activité, le rapport final était présenté par le Président du
Comité Scientifique à Mme Dominique VOYNET et M. Bernard KOUCHNER,
respectivement Ministre de l’Environnement et de l’Aménagement du Territoire et
Secrétaire d’Etat à la Santé du nouveau gouvernement formé en juin 1997 [4].
En ce qui concerne le volet épidémiologique, l’une des conclusions du Comité
Scientifique était la nécessité de compléter l’étude d’incidence sur les sujets de moins de
25 ans dans le canton de Beaumont-Hague par des données correspondant aux années les
5
plus récentes (1993 - 1996), non couvertes par les travaux antérieurs du Professeur
VIEL. Des recommandations étaient également faites quant à la nécessité d’améliorer le
système de surveillance épidémiologique dans l'ensemble du pays et en particulier autour
des sites à risque.
En ce qui concerne le volet radioécologique, à partir d'une évaluation basée sur les
modèles que les exploitants avaient utilisés dans le cadre des procédures relatives aux
autorisations de rejets de l'usine de retraitement de COGEMA - La Hague, le Comité
Scientifique estimait que : "une exposition supplémentaire annuelle de 300 µSv durant
15 ans devrait conduire à un excès de 0,07 cas pour 100 000 enfants par an, soit moins
d'un cas par an pour les populations des 0 à 24 ans du Nord-Cotentin". Par ailleurs, le
Comité Scientifique mettait en évidence la cohérence des mesures faites dans
l’environnement par les différents intervenants : exploitants, pouvoirs publics,
associations. En conclusion de son rapport, le Comité Scientifique recommandait la
poursuite de ces travaux et souhaitait notamment que soient exploités systématiquement
les résultats des mesures effectuées dans l'environnement pour les comparer aux
évaluations obtenues à partir des rejets réels et de la modélisation de leur transfert dans
l'environnement. En effet, une partie seulement des mesures avait pu être utilisée et la
base de données n'était pas exhaustive. De plus, une analyse critique systématique des
modèles utilisés par les exploitants restait à faire. Il convenait dans un souci de
transparence d'expliciter le contenu de ces modèles et, dans un souci de vérification de
leur représentativité des conditions locales, de comparer leurs prévisions avec les mesures
réalisées dans l'environnement. Une expertise pluraliste s'avérait nécessaire pour fonder
la confiance dans les résultats d'un tel processus d'évaluation critique.
Le Professeur SOULEAU, n’ayant pas souhaité continuer sa mission, la Ministre de
l’Environnement et de l’Aménagement du Territoire et le Secrétaire d’Etat à la Santé
décidaient en août 1997 de confier la poursuite des travaux épidémiologiques au
Professeur Alfred SPIRA, Directeur de Recherche à l’INSERM, et celle des travaux
radioécologiques à Mme Annie SUGIER, Directrice déléguée à la Protection à l’IPSN.
L'objectif des travaux épidémiologiques, dirigés par le Professeur Alfred SPIRA, était de
mettre en place une réflexion sur la surveillance des effets des rayonnements ionisants en
France et sur la poursuite des études dans le Nord-Cotentin. Le rapport final a été remis
en juillet 1998 [5]. Ce rapport présentait notamment les résultats de la prolongation de la
surveillance de l'incidence des leucémies dans le Nord-Cotentin sur la période 1993-1996
sur la base du registre des cancers de la Manche.
6
En ce qui concerne les travaux radioécologiques dirigés par Mme Annie SUGIER, à la
demande de cette dernière et avec l'accord des Ministres, l’équipe a encore été élargie afin
d'y inclure de nouveaux experts associatifs locaux et nationaux : l’Association pour le
Contrôle de la Radioactivité dans l’Ouest (ACRO), le Groupement de Scientifiques pour
l’Information sur l’Energie Nucléaire (GSIEN), la Commission de Recherche et
d’Information Indépendante sur la Radioactivité (CRII-RAD) ainsi que des experts
européens du National Radiological Protection Board (NRPB-Grande-Bretagne), de
l’Office Fédéral de Radioprotection (BfS-Allemagne), et de l’Office Fédéral de la Santé
Publique (OFSP-Suisse). Certains de ces experts étaient également membres de la
Commission Spéciale d'Information près de l'Etablissement de La Hague (CSPI), ce qui
permettait d'associer la CSPI à ces travaux et de répondre ainsi à la demande formulée par
son président, le député M. CAZENEUVE. La composition de l’équipe, dénommée par la
suite « Groupe Radioécologie Nord-Cotentin » (GRNC), répondait à l'objectif de créer
un outil d’analyse critique en profondeur des données disponibles sur la situation
radioécologique du Nord-Cotentin. La participation d'experts du mouvement associatif et
d'experts étrangers a fait l'objet d'une discussion entre les exploitants et les institutions
déjà représentés dans le groupe. Il a été convenu que l'objectif du groupe n'était pas
nécessairement d'aboutir à un consensus, mais bien de réaliser une analyse critique aussi
exhaustive que possible en soulignant au besoin les incertitudes et les points de dissension
entre experts.
La mission initiale assignée au GRNC était de reconstituer les doses reçues à partir de
l'ensemble des sources industrielles, médicales et naturelles pour estimer le risque de
leucémie associé aux rayonnements ionisants pour les jeunes de moins de 25 ans, en
admettant, à titre de précaution, l'existence d'un risque quelle que soit la dose et
proportionnellement à celle-ci selon l'hypothèse de linéarité sans seuil (Voir section
2.1.3). L'effort critique a principalement porté sur les sources industrielles nucléaires
présentes dans le Nord-Cotentin, et plus particulièrement sur l'usine de retraitement de La
Hague. Afin d'estimer le risque associé aux rayonnements ionisants, le groupe a
développé une analyse rétrospective sur la base d'un inventaire des rejets des installations
nucléaires du Nord-Cotentin, et des mesures de radioactivité essentiellement réalisées
dans le cadre de la surveillance réglementaire de l'environnement.
Par ailleurs, le GRNC a été chargé en novembre 1997, à la demande de la Ministre de
l'Aménagement du Territoire et de l'Environnement ainsi que du Secrétaire d'Etat à la
Santé, de mettre à la disposition des autorités les éléments de ses travaux qui pouvaient
être utiles dans le cadre de la procédure de révision alors en cours des textes régissant le
7
fonctionnement de l'usine COGEMA de La Hague.
Le Groupe a remis deux rapports d’avancement dans le courant des années 1997 et 1998
et une note méthodologique en juillet 1998 [6, 7, 8]. Les conclusions des travaux du
Groupe ont été adressées à la Ministre de l'Aménagement du Territoire et de
l'Environnement et au Secrétaire d'Etat à la Santé le 7 juillet 1999 et simultanément mises
à la disposition du public par le biais d’Internet (www.ipsn.fr/nord-cotentin). Le rapport
final, qui comporte 4 volumes et un rapport de synthèse a été diffusé en octobre 1999 [9].
1 .2 . Eléments de présentation de la région Nord-Cotentin
Région essentiellement rurale, la presqu'île du Nord-Cotentin, située à l'extrémité Nord-
Ouest de la Normandie, présente avec l'agglomération de Cherbourg (100 000 habitants)
un pôle économique majeur du département de la Manche (470 000 habitants environ). La
filière de l'énergie nucléaire constitue une composante dominante de ses activités
industrielles. Le canton de Beaumont-Hague sur lequel a plus particulièrement porté
l'étude est constitué de 19 communes, soit environ 11 000 habitants (voir Figure 1).
1°5
0' W
1°5
5' W
1°5
0' W
1°5
5' W
1°4
5' W
49°3
49°4
1°4
5' W
N
3 km0S
W E
AUDERVILLE
JOBOURG
HERQUEVILLE
OMONVILLELA-PETITE
SAINT-GERMAINDES-VAUX
FLAMANVILLE
TREAUVILLE
LES PIEUX
SIOUVILLEHAGUE
VAUVILLE
BIVILLE
VASTEVILLE
OMONVILLELA-ROGUE
DIGULLEVILLE
BEAUMONT
GREVILLE-HAGUE
ECULLEVILLE
BRANVILLE-HAGUE
SAINTE-CROIXHAGUE
HEAUVILLE
HELLEVILLE
BENOITVILLE
GROSVILLE
SAINT-CHRISTOPHEDU-FOC
SOTTEVILLE
TEURTHEVILLEHAGUE
ACQUEVILLE
FLOTTEMANVILLEHAGUE
SIDEVILLE
TONNEVILLE
URVILLENACQUEVILLE
QUERQUEVILLE
EQUEURDREVILLEHAINNEVILLE
COUVILLE
BRICQUEBOSQ
VIRANDEVILLE
Figure 1. Le canton de Beaumont-Hague
8
1.2.1. Les activités nucléaires
A l'exception d'Alcatel Télécom (400 emplois), la plupart des grandes entreprises
installées dans la région sont associées à l'utilisation civile et militaire de l'énergie
nucléaire : l'Arsenal de Cherbourg, l'usine de retraitement de La Hague, le Centre de
stockage de la Manche et la Centrale nucléaire de Flamanville.
La Direction des Constructions Navales (DCN)
Le développement du nucléaire dans le Nord-Cotentin débute avec la construction de
sous-marins par l'Arsenal de Cherbourg en 1958. La Direction des Constructions Navales
(DCN) dispose aujourd'hui au port militaire de Cherbourg d'une importante activité de
construction de nouveaux bâtiments, d'entretien de la flotte et de démantèlement des
unités mises hors service.
Les usines de retraitement de combustibles usés de COGEMA
C'est en 1959 que le CEA décide la construction d'une deuxième usine destinée à retraiter
les combustibles usés des réacteurs de la filière "Uranium Naturel - Graphite - Gaz"
(UNGG), la première usine (UP1) étant installée à Marcoule. Celle de La Hague (UP2)
entre en fonctionnement en 1966 pour le traitement des combustibles UNGG puis à partir
de 1976 pour celui des combustibles des réacteurs à eau légère (UP2-400). La
responsabilité de l'exploitation est transférée à COGEMA en 1978. Deux nouvelles usines
sont construites au cours des années 80 : l'usine UP3-A pour le retraitement des
combustibles à eau légère étrangers qui entre en service en 1989 et l'usine UP2-800 pour
le retraitement des combustibles à eau légère qui démarre en 1994. Les usines de
retraitement de combustibles usés se situent à La Hague à 20 km à l'Ouest de Cherbourg,
à l'extrémité Nord-Ouest de la presqu'île du Cotentin. Elles s'étendent sur une superficie
de 290 hectares (220 hectares, auxquels s'ajoute une zone de liaison avec la mer couvrant
70 hectares). Environ 6000 personnes travaillent en permanence sur le site :
3000 personnes appartenant au personnel COGEMA, 2000 personnes appartenant aux
entreprises sous-traitantes assurant la maintenance et 1000 personnes contribuant à la
réalisation des derniers investissements. Au total, en 1996 ces trois usines ont retraité
1680 tonnes de combustibles usés.
9
Le centre de stockage de la Manche de l'ANDRA
En 1969 est autorisée l'implantation du premier centre français destiné au stockage en
surface de déchets radioactifs de faible et moyenne activité, à vie courte ou moyenne. Ce
centre a d'abord été exploité par la société INFRATOME sous la responsabilité du CEA,
puis par l’ANDRA à partir de 1979. Il est installé à l’extrémité de la presqu’île du
Cotentin (canton de Beaumont-Hague) sur une surface de 15 hectares environ. Son
exploitation s’est achevée en juillet 1994, le stockage du dernier colis ayant porté à
527 214 m3 le volume total des déchets stockés. Parallèlement, la mise en place de la
couverture, commencée en 1991, a été achevée en 1997. Le Centre est donc désormais
passé dans la phase de surveillance qui est prévue pour durer 300 ans. Durant cette phase,
l’objectif essentiel de l’ANDRA consistera à apprécier l’évolution des propriétés de la
couverture, vérifier le comportement d’ensemble du stockage et, éventuellement, procéder
à des interventions d’entretien si nécessaire.
La centrale nucléaire de Flamanville d'Electricité de France
Le centre nucléaire de production d'électricité de Flamanville (CNPE) comprend
2 réacteurs de type eau pressurisée d'une puissance de 1300 MWe chacune. La première
tranche est en activité depuis décembre 1985. La seconde tranche a été mise en service en
juin 1986. La Centrale est située sur le territoire de la commune de Flamanville, canton
des Pieux, département de la Manche, à 21 km au Sud-Ouest du port de Cherbourg, sur la
côte Ouest du Cotentin. Le site emploie près de 600 personnes.
1.2.2. Autres activités
Les activités portuaires traditionnelles – construction navale militaire (DCN, Arsenal) et
civile (Constructions Mécaniques de Normandie) – représentent 4750 emplois. Tout un
tissu local d'entreprises sous-traitantes s'est greffé autour de l'industrie portuaire comme
autour de la filière nucléaire. Le bassin d'emploi de Cherbourg compte ainsi 200 000
personnes.
Par ailleurs, le Nord-Cotentin possède une activité agroalimentaire importante tournée
vers l'élevage et la production de lait. La Manche est un des principaux départements
producteurs de lait en France. Dans le canton de Beaumont-Hague, les prairies
représentent plus des deux tiers de la superficie agricole, tandis que près de 20 % des
surfaces sont consacrées à la culture fourragère et 10 % aux céréales. On note également
10
la présence de cultures maraîchères autour de Cherbourg. Les activités de pêche (y
compris l’élevage de truites en mer, l’ostréiculture et la mytiliculture) constituent une part
non négligeable de l'économie locale. Enfin le tourisme occupe une place croissante dans
l'économie de la région, Cherbourg étant notamment le premier port d'escale de France
pour le nombre de plaisanciers de passage.
1 .3 . Le dispositif de surveillance de l’environnement autour des
installations nucléaires en France
Pour mener à bien sa démarche d'évaluation le GRNC s'est largement appuyé sur les
données disponibles concernant les rejets radioactifs des installations nucléaires
présentées ci-dessus ainsi que sur les mesures de radioactivité réalisées dans
l’environnement de ces installations. La plupart de ces données ont été produites dans le
contexte de la réglementation des rejets d’effluents radioactifs gazeux et liquides des
Installations Nucléaires de Base (INB) [10]. Les paragraphes suivants présentent les
principales dispositions réglementaires qui ont été progressivement mises en place en
France pour la surveillance de l'environnement.
1.3.1. Les principes généraux de la surveillance de l'environnement
En règle générale, préalablement à la création d’une installation nucléaire, un «point zéro»
radioécologique est effectué par l’exploitant ainsi que par les autorités. Ce point zéro
permet d’établir le niveau de radioactivité ambiant résultant de la présence de la
radioactivité naturelle et de celle provenant de pratiques ou d’événements antérieurs ayant
affecté le site prévu (retombées des essais atomiques atmosphériques par exemple).
Préalablement à la mise en service de l’installation, une étude d’impact radioécologique
permet d’estimer de façon prévisionnelle les expositions qui seront reçues par les
différents groupes de population qui vivent à proximité de l’installation compte tenu des
rejets autorisés par les pouvoirs publics.
Cette estimation est effectuée à partir de modèles généraux souvent basés sur des
comparaisons nationales et internationales de retours d’expérience d’installations de même
type appliqués à la configuration du site. Etant essentiellement théoriques, ces évaluations
sont basées sur des hypothèses fortement conservatrices intégrant des marges de sécurité
importantes à titre de précaution.
11
En ce qui concerne le contrôle de la radioactivité, une fois l’installation mise en service,
elle est effectuée par l’exploitant dans les installations elles-mêmes et également aux points
où sont effectués les rejets, avant et pendant ces derniers. Les autorités effectuent
également des contrôles dans l’environnement des installations. Le choix des points de
surveillance, déterminés en accord avec les autorités, doit répondre à plusieurs critères :
- points où l’on peut s’attendre à trouver les niveaux de radioactivité maximaux :
stations sous le vent des rejets atmosphériques, points en limite de l’installation ou de
retombée du panache…,
- points de dilution optimale choisis pour vérifier que la dilution dans les milieux
aquatique et atmosphérique s’opère dans de bonnes conditions.
Toutes ces mesures sont mises en place pour vérifier a posteriori que la radioactivité
rejetée se disperse ou se dilue conformément aux prévisions et qu’il n’y a pas
d’augmentation anormale des niveaux de radioactivité de l’environnement au cours du
temps.
En cours de fonctionnement, des études radioécologiques à périodicité décennale et
éventuellement annuelle sont réalisées pour les installations nucléaires. L’étude décennale
a pour but de comparer les mesures sur divers échantillons aux valeurs trouvées lors de
l’étude décennale précédente et lors du « point zéro » initial. L’étude annuelle, plus
légère, poursuit le même but que la précédente : vérifier qu’il n’y a pas d’augmentation
imprévue des niveaux de radioactivité autour du site.
1.3.2. La mise en place progressive des contrôles réglementaires dans le Nord-Cotentin
Les premiers contrôles du milieu marin opérés dans la région du Nord-Cotentin par les
opérateurs de l’usine de retraitement de La Hague et de l’Arsenal de Cherbourg et par le
Ministère de la Santé datent du milieu des années 60. Ils portaient sur l’eau de mer, les
sédiments, les crustacés, les mollusques et les algues. L’usine de retraitement de La
Hague a également entrepris ses premiers contrôles systématiques d’eau de boisson et de
lait de vache à partir de 1966. Le Centre de Stockage de la Manche a mis en place le
contrôle des petits cours d’eau à proximité immédiate de son site (Roteures, Sainte
Hélène) à partir de 1970.
A l’époque, les émissions atmosphériques et les rejets dans le milieu aquatique par les
établissements industriels devaient répondre aux dispositions réglementaires prévues dans
12
la loi de 1961 relative à la lutte contre les pollutions atmosphériques et les odeurs
(loi n° 61-842 du 2 août 1961) ainsi qu'à la loi de 1964 relative au régime et à la
répartition des eaux et à la lutte contre leur pollution (loi n° 64-1245 du 16 décembre
1964). Par ailleurs, un décret de 1963 stipulait que la création ou la modification d’une
installation nucléaire de base était soumise à autorisation préalable (décret n° 63-1228 du
11 décembre 1963).
La surveillance de la radioactivité dans l’environnement a ensuite été entreprise de manière
systématique dès la parution des premiers textes réglementaires relatifs aux rejets
radioactifs gazeux et liquides des INB (décrets n° 74-945 du 6 novembre 1974 et
n° 74-1181 du 31 décembre 1974). Ces textes généraux ont été remplacés par le décret
n° 95-540 du 4 mai 1995. Les décrets concernant les rejets d’effluents radioactifs liquides
et gazeux font obligation aux exploitants de procéder à des contrôles de pollution de
l’environnement immédiat.
Des arrêtés d’autorisation de rejet propres à chaque site fixent les limites annuelles des
activités rejetées et les conditions dans lesquelles elles s’effectuent. Ces arrêtés ont été
adoptés en 1980 et complétés en 1984 pour l'usine de retraitement de La Hague, en 1985
pour le CNPE de Flamanville et en 1969 pour le Centre de Stockage de la Manche.
1.3.3. Efficacité de la surveillance de l’environnement
Plusieurs raisons conduisent à s’interroger régulièrement sur la pertinence des
prescriptions réglementaires initiales de surveillance de l’environnement des installations
nucléaires. En effet, la réalisation d’investissements tout au long de la vie d’une
installation se traduit par des améliorations qui impliquent un redéploiement graduel des
priorités ainsi que des besoins de mesures de l’environnement.
Tel problème prioritaire lors des années qui suivent la mise en service de l’installation va
justifier un dispositif de surveillance spécifique puis, par la suite, va s’estomper au fur et
à mesure des investissements réalisés par l’exploitant à la demande des autorités ou du fait
d’une modernisation de ses équipements. Les ressources dédiées à la surveillance doivent
donc tenir compte de l'évolution des conditions d’exploitation au cours du temps. C’est
ainsi que, par exemple, dans le cas des installations COGEMA de La Hague, les rejets
liquides ont été au début de l’exploitation au centre de l’attention de la surveillance et du
contrôle. Avec le temps et compte tenu des progrès réalisés dans le domaine du traitement
des effluents radioactifs liquides qui ont permis de réduire significativement la quantité
13
des rejets, il apparaît désormais que les rejets radioactifs gazeux sont devenus
prédominants pour l’exposition des populations
Par ailleurs, des contrôles complémentaires à ceux prévus initialement sont apparus au
cours du temps pour tenir compte de l’évolution de l’installation. Ainsi chaque année le
plan de surveillance de l’environnement de l’usine est modifié par COGEMA, après avis
de l’OPRI, pour tenir compte au mieux des réflexions et du retour d’expérience de l’année
écoulée.
Enfin, la mise en œuvre par les exploitants des installations nucléaires à partir des années
quatre-vingt de la démarche d’optimisation de la radioprotection du public a conduit à
recourir à une évaluation de plus en plus réaliste des transferts des radioéléments dans
l’environnement et des expositions des populations en tenant compte des habitudes de vie
locales. Des mesures réalistes et fines contribuent à révéler où se situent les marges de
manœuvre et les mesures les plus efficaces au regard de la protection du public. Il faut
aussi noter que dans le cadre de l'optimisation, ces marges de manœuvre doivent être
examinées non seulement au regard de la protection du public, mais aussi en tenant
compte des risques de transfert d'exposition vis-à-vis des personnels chargés de la
gestion des effluents radioactifs, et dans le souci d'une utilisation efficace des ressources
de protection.
Des évolutions récentes du cadre réglementaire européen prescrivent un réalisme encore
plus grand dans l’évaluation de l’impact des rejets des installations nucléaires [11], ceci
notamment afin d’augmenter la pertinence des études comparatives des rejets des
installations réalisées au plan international dont la validité est conditionnée par leur
réalisation sur des bases cohérentes. En effet, une comparaison basée sur des données
conservatoires, sans connaître l'importance relative des facteurs de sécurité introduits,
présente un intérêt limité. Le réalisme est un objectif accessible du fait que, après la mise
en service des installations, de nombreuses mesures de l’environnement sont disponibles
et permettent un calage des modèles utilisés pour évaluer les transferts de radioactivité
dans l’environnement, en substituant des données réelles aux hypothèses prudentes
adoptées initialement. D’un point de vue réglementaire, c’est l’arrêté interministériel
d’application du décret du 4 mai 1995 pris en date du 26 novembre 1999 qui fixe les
prescriptions techniques générales relatives aux modalités des prélèvements d’eau et des
rejets d’effluents liquides et gazeux soumis à autorisation.
14
1.3.4. Surveillance de l’environnement et impact sanitaire
Du fait des évolutions réglementaires rappelées ci-dessus, les dispositifs de surveillance
de l’environnement sont de plus en plus confrontés à la nécessité de produire des
évaluations réalistes de l’impact sanitaire des rejets industriels. Dans ce contexte, les
mesures de surveillance de l’environnement constituent l'un des éléments essentiels pour
estimer l'impact des rejets en termes de doses et de risques.
Afin de répondre à ce souci de réalisme, il s'est avéré nécessaire de recourir à des
techniques de prélèvements et de mesures plus performantes pour déterminer l'impact réel
des rejets sur l’environnement et sur l'homme. Les progrès réalisés dans ce domaine au
cours des dernières décennies permettent de détecter des niveaux de radioactivité
extrêmement faibles. Il faut cependant différencier deux optiques en matière de mesures :
- celles réalisées pour vérifier quasiment en temps réel qu’il n’y a pas d’incident de
fonctionnement ; dans ce cas il n’est pas vraiment nécessaire de chercher à abaisser
les limites de détection et les mesures généralement automatiques reposent sur un
réseau serré des points de prélèvement ;
- celles réalisées afin d'évaluer rétrospectivement l’impact sanitaire et sur
l'environnement des rejets radioactifs. Dans ce cas l’obtention de valeurs
significatives nécessite de recueillir de nombreux échantillons et de mettre en œuvre
des techniques de mesures qui permettent de détecter des très faibles niveaux de
radioactivité. Ces mesures sont évidemment plus délicates et plus longues à réaliser et
requièrent des moyens techniques beaucoup plus importants. Elles seules permettent
de construire et de valider les modèles de dispersion et d’évaluer l’impact réel de
l’installation.
D’une façon générale, l’implication croissante des acteurs sociaux et notamment du
mouvement associatif dans les processus d’évaluation et de contrôle des installations
nucléaires se traduit par la multiplication des débats concernant d’une part, la
représentativité des mesures réalisées dans l’environnement autour des installations et,
d’autre part, la fiabilité des estimations concernant les expositions de la population qui
résultent finalement des rejets dans l’environnement compte tenu des phénomènes de
transferts radioécologiques qui leur sont propres. On conçoit que pour ce type de débat il
soit de plus en plus important de pouvoir suivre de façon aussi précise que possible le
devenir dans l’environnement et la contribution à l’exposition des individus de chaque
type de radioélément rejeté.
15
1 .4 . Une expérience antérieure : le Comité COMARE
Le contexte spécifique de la création du GRNC a été rappelé dans le chapitre introductif
du présent rapport. Les caractéristiques de ce groupe, tant en ce qui concerne la nature de
ses intervenants que son mode de fonctionnement, se distinguent assez largement de
l'expérience similaire antérieure menée au Royaume-Uni avec le Comité COMARE.
En Novembre 1983, une émission de télévision signale un nombre anormalement élevé de
leucémies chez les enfants de moins de 10 ans dans le village de Seascale situé à 3 km du
centre de retraitement de combustible nucléaire usé de Sellafield. Suite à cette annonce, le
Ministère de la Santé britannique met en place un Groupe indépendant de conseillers
(Independent Advisory Group) présidé par Sir Douglas Black avec pour objectif de
vérifier l'incidence des leucémies et l'hypothèse d'une relation éventuelle entre ces
leucémies et les rejets radioactifs de l'installation de Sellafield. Dans le cadre de cette
mission, les calculs d’exposition de la population et l’estimation du risque associé ont été
réalisés par le National Radiological Protection Board (NRPB), organisme national
d'expertise en protection radiologique. Dans son rapport final (1984) [1], le Groupe
confirme l'excès de leucémies mais conclut que sur la base des estimations qu'il a
effectuées, il n'est pas possible d'établir une relation de cause à effet avec les rejets de
l'installation de Sellafield. Cependant, compte tenu des incertitudes concernant plusieurs
éléments de son évaluation, le Groupe recommande des études complémentaires.
En réponse aux recommandations du rapport Black, un Comité médical sur la radioactivité
dans l'environnement (Committee on Medical Aspects of Radiation in the Environment -
COMARE) est établi en novembre 1985 afin de conseiller le gouvernement britannique
sur les effets sanitaires de la radioactivité naturelle et artificielle dans l'environnement,
d'évaluer la pertinence des données disponibles et enfin d'identifier les besoins en matière
de recherche dans ce domaine.
Le Comité COMARE est un comité permanent, composé d'une quinzaine de scientifiques
et d'universitaires, la majorité d'entre eux travaillant dans le domaine de la radiobiologie et
de la cancérologie. Le Comité est saisi régulièrement par le gouvernement pour examiner
des questions particulières en fonction d'événements ou de nouvelles connaissances
concernant les effets de la radioactivité dans l'environnement. Dans le cadre de ses
travaux, le Comité s'appuie sur un secrétariat et des groupes de travail ad hoc constitués
de membres du comité, du secrétariat ainsi que d'experts extérieurs en fonction des
besoins. Tous les membres du Comité et des divers groupes de travail s'engagent à
16
respecter un "Code de bonne conduite" qui garantit leur indépendance vis-à-vis des
exploitants nucléaires. Initialement le secrétariat était assuré par le Ministère de la Santé.
Depuis 1996, c'est le NRPB qui en a la charge.
Depuis sa création, le Comité COMARE a publié six rapports. Le premier, en 1986,
concernait les rejets d'oxyde d'uranium du centre de Sellafield qui n'avaient pas été pris
en compte dans le rapport Black [12] et concluait que cette information complémentaire ne
changeait pas les conclusions précédentes. Le deuxième rapport, publié en 1988, portait
sur les risques de leucémie pour les enfants habitant à proximité de l'installation nucléaire
de Dounreay en Ecosse [13]. Il concluait à une incidence significativement plus élevée que
la moyenne mais à l'absence de causalité entre les rejets de l’installation et les leucémies
sur la base des données scientifiques disponibles à l'époque. Le troisième rapport portait
sur les sites de Aldermaston et de Burghfield [14], présentait les résultats de l'évaluation
des expositions dues aux installations et les mettait en perspective avec celles dues à la
radioactivité naturelle. Il concluait entre autres à la nécessité, pour mieux appréhender la
question du surcroît de leucémie autour des installations nucléaires, de disposer
d'informations précises sur la distribution géographique de l'incidence de la leucémie sur
l'ensemble du territoire du Royaume-Uni. Le quatrième rapport publié en 1996 visait
essentiellement à réévaluer l'étude initiale autour de Sellafield à la lumière de toutes les
données et les connaissances nouvelles accumulées depuis lors [15] et concluait que
l'estimation du risque dû aux rejets des installations était trop faible pour expliquer l'excès
de risque observé. Le cinquième rapport a examiné la situation autour du site de
Greenham et le sixième a réactualisé l'étude concernant le site de Dounreay.
Il est intéressant de noter que la composition du Comité COMARE privilégie l'expertise
scientifique dans une optique d'indépendance la plus complète par rapport aux opérateurs
des installations nucléaires. Cette indépendance est considérée être un élément important
quant à la confiance que l'on peut accorder aux résultats publiés. Quant aux opérateurs, ils
peuvent néanmoins être impliqués dans le cadre des groupes de travail essentiellement
pour fournir les données industrielles indispensables pour effectuer les évaluations
nécessaires. Le rôle du secrétariat est d'assurer la coordination des experts et la réalisation
technique des travaux d'évaluation. La prise en charge de ce secrétariat par le NRPB
montre l'importance de pouvoir asseoir les travaux sur un organisme d'expertise
technique spécialisé dans la protection radiologique. Dans le déroulement des travaux, il
n'est fait appel ni aux acteurs locaux, ni à des experts étrangers. L'ensemble des travaux
est finalement validé par le seul Comité qui intervient donc comme le garant de la qualité
scientifique des résultats.
17
1 .5 . La composition et le fonctionnement du GRNC
1.5.1. Un groupe d'experts pluraliste
Poursuivant les travaux initiés par le Comité Scientifique SOULEAU dans le domaine de
la radioécologie, le GRNC en a repris le principe d'une participation pluraliste intégrant
non seulement les organismes publics d'expertise mais également des experts représentant
les différents groupes d'acteurs concernés par ce processus d'évaluation, notamment les
exploitants nucléaires de la région Nord-Cotentin, des experts de la Commission Spéciale
et Permanente d'Information près de l'Etablissement de La Hague, des laboratoires et
organismes non institutionnels et des organismes étrangers (Tableau 1).
La volonté d'une expertise pluraliste constitue une différence notable avec la démarche
adoptée par le Comité COMARE. Elle traduit en fait l'évolution qui s'est opérée au cours
de la dernière décennie concernant ce qui est généralement et peut-être improprement
appelé la communication sur le risque. Dans les années quatre-vingt, il était couramment
admis que l'attitude du public par rapport aux activités présentant des risques était
largement fondée sur la perception qu'il avait vis-à-vis de ceux qui communiquaient sur ce
risque. La confiance apparaissait devoir découler de la nature scientifique des
informations et de l'intégrité de ceux qui la donnaient.
18
Tableau 1. Origine des experts participant au GRNC
Les organismes publics d'expertise et de contrôle
Office de Protection contre les Rayonnements Ionisants OPRI
Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire IPSN
Service d'écotoxicologie – Phrama-Nantes - EP 61 CNRS
Les exploitants nucléaires du Nord-Cotentin
Compagnie Générale des Matières Nucléaires COGEMA
Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs ANDRA
Electricité De France EDF
Groupe d'Etudes Atomiques GEA
La Commission Spéciale et Permanente d’Information près de l’Etablissement
de La Hague
CSPI
Les laboratoires et organismes d'expertise non institutionnels et universitaires
Association pour le Contrôle de la Radioactivité dans l'Ouest ACRO
Commission de Recherche et d'Information Indépendante sur la Radioactivité CRII-RAD
Groupement de Scientifiques pour l'Information sur l'Energie Nucléaire GSIEN
Laboratoire Départemental d'Analyse de la Manche LDA
Centre d'étude sur l'Evaluation de la Protection dans le domaine Nucléaire CEPN
Université de Montbéliard - Institut des Sciences et Techniques de l'Environnement ISTE
Les organismes d'expertise étrangers
National Radiological Protection Board (Royaume-Uni) NRPB
Bundesamt für Strahlenschutz (Allemagne) BfS
Office Fédéral de la Santé Publique (Suisse) OFSP
Il est aussi intéressant de souligner que dans le GRNC l'expertise pluraliste s'exerce au
sein du groupe plénier et non pas seulement dans le cadre de sous-groupes de travail
comme ce fut le cas dans les démarches antérieures (COMARE et Comité Scientifique
SOULEAU). Ainsi, la démarche d'évaluation critique est-elle plutôt fondée sur un
principe de réelle coopération entre les différentes sensibilités représentées dans
l'expertise que sur celui d'une simple consultation élargie. Cette dimension de pluralité
19
associée au principe d'un fonctionnement collégial constitue un facteur important de la
qualité et de la crédibilité des travaux réalisés.
1.5.2. Les règles de la coopération
Afin de réaliser les différents aspects de sa mission, le GRNC a adopté une double
structure. Un Groupe Plénier, se réunissant régulièrement (20 réunions au total), a assuré
la direction des travaux, quatre groupes de travail spécialisés, comprenant des membres
du groupe plénier et d'autres experts qui ont respectivement mené à bien les objectifs
suivants :
- examen critique des rejets déclarés par les exploitants des installations nucléaires du
Nord-Cotentin,
- rassemblement et interprétation des mesures environnementales réalisées par les
différents intervenants,
- comparaison des modèles rendant compte des transferts des rejets radioactifs dans
l’environnement et permettant d'estimer les expositions résultantes pour les
populations de la région et confrontation des résultats des modèles avec les mesures
réalisées dans l’environnement,
- évaluation des doses reçues par la population et du risque de leucémies au sein de cette
dernière.
Il est apparu assez rapidement aux membres du GRNC que la traçabilité de ses activités et
la disponibilité des informations constituaient des garanties premières d'un débat
transparent et de la crédibilité du travail du groupe. Il a donc été décidé que les séances
des groupes de travail feraient chacune l'objet d'un compte-rendu d'avancement. Les
réunions du groupe plénier ont été intégralement sténotypées et ont donné lieu à un
compte-rendu détaillé. Des relevés de conclusions publiés dans les 48 heures ont permis
de refléter les points de consensus et de dissension apparus lors des sessions. Ces
documents pouvaient être utilisés par chacun des membres du groupe pour toute
communication à l'extérieur.
Dès la création du GRNC, il a été en effet admis que tout membre du groupe pouvait
communiquer sur l’état d’avancement des réflexions à condition de ne pas anticiper sur les
conclusions non validées sur le plan scientifique de l’exercice en cours. Il a été décidé que
les membres du GRNC ne seraient soumis à aucune obligation de confidentialité. Enfin
l'ensemble des courriers adressés aux membres du groupe ou à sa Présidente ont été mis
en commun au sein du groupe.
20
Le fonctionnement en groupes de travail a sollicité la participation active des membres du
GRNC à la production et à la vérification des données. Dans chaque groupe de travail,
plusieurs tests de vérification ont permis de s'assurer de la qualité des résultats. Par
ailleurs, l’IPSN, en tant qu'Institut, a contribué aux vérifications en effectuant une
relecture et en menant des tests de cohérence, notamment sur les ordres de grandeur.
Enfin, les participants au processus se sont engagés à mettre à la disposition du GRNC
l'ensemble de leurs données : mesures des rejets et mesures dans l'environnement. Le
financement de la démarche a été partiellement assuré par un soutien de la part de la
Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires (DSIN) et de la Direction de la
Prévention de la Pollution et des Risques - Ministère de l'Environnement (DPPR). Une
convention a été signée à ce sujet entre l'IPSN et ces deux directions. Au cours des deux
années de fonctionnement du groupe, le temps consacré par ses membres pour mener à
bien l'évaluation a été pris en charge par leurs institutions respectives. Ainsi, le coût total
des travaux du Groupe est difficile à évaluer précisément, mais s'élève très certainement à
plusieurs millions de francs.
1.5.3. L'ouverture vers des instances de concertation et les mouvements associatifs
Le GRNC a été en contact régulier avec les organisations locales concernées par sa
mission. A plusieurs reprises, un état d'avancement des travaux du groupe a été présenté
par la Présidente du GRNC en Commission Spéciale et Permanente d’Information près de
l’Etablissement de La Hague (CSPI). La présence d'observateurs et de la presse aux
réunions de la CSPI a été l'occasion de diffuser largement l'information sur l'avancement
des travaux du GRNC auprès du public.
Les associations locales, telle que le Collectif des "Mères en Colère", et nationales telle
que Greenpeace, impliquées dans le débat qui a suivi la publication de l'étude du
Professeur Jean-François VIEL, qui assistent en tant qu'observateurs aux réunions de la
CSPI, ont été informées au fur et à mesure de l'avancée et des résultats intermédiaires du
GRNC. Certaines de leurs interrogations ont contribué à enrichir le travail critique réalisé
par les experts. Une information directe et régulière du Collectif des "Mères en Colère" a
été assurée par la Présidente.
21
2. LA DEMARCHE METHODOLOGIQUE DU GRNC
2.1 . La problématique de l'évaluation des doses et des risques
2.1.1. Les expositions
En plus de la radioactivité naturellement présente dans le corps humain, les individus sont
exposés à des sources radioactives d'origine très diverse. On peut classer les expositions
qui en résultent en trois grandes catégories : les expositions liées à la présence de
radioactivité dans l'environnement, les expositions associées à des pratiques médicales ou
les expositions liées à une activité professionnelle.
Les expositions environnementales
Dans notre vie quotidienne, nous sommes tous exposés aux rayonnements ionisants qui
proviennent de la radioactivité présente naturellement dans notre environnement et de
diverses activités humaines. On trouve ainsi des éléments radioactifs dans tous les
milieux : l'air, l'eau, le sol et la chaîne alimentaire. Il est possible de mesurer la
radioactivité présente dans l'environnement. Cette mesure peut être effectuée pour chaque
élément radioactif, appelé radionucléide, et nécessite selon les milieux et le radionucléide
concerné des moyens techniques plus ou moins faciles à mettre en œuvre, notamment en
fonction du seuil de détection des appareils de mesure utilisés. Les unités de mesures
couramment utilisées sont les suivantes : becquerel par litre (Bq/L) dans le milieu liquide,
becquerel par kilogramme (Bq/kg) dans les produits alimentaires, becquerel par mètre
cube (Bq/m3) dans l'air et dans l'eau et enfin becquerel par mètre carré (Bq/m2) au niveau
du sol. La présence de la radioactivité dans l'environnement conduit à une irradiation
externe, ou à une irradiation interne par l'inhalation d'air ou l'ingestion d'aliments ou
d'eau qui contiennent des produits radioactifs.
Les sources naturelles de rayonnements comprennent :
- les rayonnements provenant du cosmos en particulier du soleil (appelés rayonnement
cosmiques) qui varient avec l'altitude et la latitude,
- les rayonnements en provenance de la terre (dits rayonnements telluriques) plus ou
moins importants en fonction de la nature du sol,
- le radon qui est un gaz radioactif, que l'on peut retrouver dans certaines habitations ou
certains lieux de travail en quantité plus ou moins importante, selon la nature des
matériaux,
- les radionucléides naturels présents dans l'environnement (eau, végétaux, animaux).
22
Les sources de rayonnements provenant des activités humaines sont les suivantes :
- les retombées des essais atmosphériques d'armes nucléaires qui se répartissent
essentiellement sur l'ensemble de l'hémisphère Nord ainsi que les retombées de
l'accident de Tchernobyl qui ont affecté essentiellement le continent européen,
- les résidus des activités anciennes qui contiennent des produits radioactifs et qui
peuvent être localisés (anciens sites industriels) ou dilués dans le milieu (déchets
radioactifs immergés),
- les rejets radioactifs liquides et gazeux des installations nucléaires et industrielles en
fonctionnement normal ou accidentel.
En ce qui concerne les retombées radioactives, les résidus ou les rejets, le niveau
d'activité correspondant aux radionucléides rejetés dans l'environnement une année
donnée diminue progressivement compte tenu du phénomène de décroissance radioactive.
Ainsi par exemple, la radioactivité due à la présence de césium 137 (137Cs) mesurée une
année donnée est divisée par deux après une période d'environ 30 ans, alors que celle due
au ruthénium 106 (106Ru) est divisée par deux au bout d'une année seulement.
L'ensemble des radionucléides rejetés dans l’environnement peut migrer d’un
compartiment de l’environnement à l’autre en fonction de phénomènes physico-chimiques
plus ou moins complexes. Les compartiments de l'environnement concernés diffèrent
selon qu'il s’agit de rejets dans l’atmosphère ou de rejets dans le milieu aquatique (rivières
ou mers). Les radionucléides rejetés sont donc susceptibles de se retrouver
successivement dans l'air ambiant, sur le sol ou encore dans l'eau des rivières ou des
mers. Selon l'environnement et la nature des radionucléides (notamment selon leur forme
physico-chimique), les radionucléides rejetés dans l'atmosphère vont se concentrer plus
ou moins dans les différentes cultures (céréales, légumes feuilles,…). De même, en
milieu aquatique, les radionucléides rejetés vont se retrouver dans les poissons, les
algues, les mollusques ou les crustacés, ainsi que dans les sédiments marins. Par
transferts successifs, les radionucléides peuvent finir par atteindre les populations qui
seront plus ou moins exposées en fonction de leurs habitudes de vie et en particulier de
leurs habitudes alimentaires. Les principales voies d’exposition de l’homme sont :
- l’ingestion de produits contenant des radionucléides. L’importance de l’exposition
dépend alors de la nature des produits consommés et de la ration alimentaire,
- l’inhalation de radioactivité présente dans l'air ambiant qui peut varier en fonction du
débit respiratoire de chacun,
23
- l’exposition externe par des radionucléides présents dans l’environnement direct des
individus. Dans ce cas l’exposition dépend essentiellement du temps passé dans le lieu
où se trouve la radioactivité.
La Figure 2 présente les modalités de transfert de l'environnement vers l'homme pour les
différents types d'exposition.
Figure 2. Les modalités de transfert de la radioactivité dansl'environnement et les modalités d'exposition
Selon l'origine de la radioactivité, l'homme peut exercer un certain contrôle sur son
exposition : ainsi, dans le cas de l'exposition au radon dans les habitations, il est possible
de mettre en œuvre des actions simples pour réduire les concentrations comme par
exemple ouvrir les fenêtres pour renouveler l'air ambiant ou également installer des
systèmes plus complexes de ventilation ou d’isolation.
Chaque membre de la population reçoit donc une exposition annuelle qui est fonction de
ses habitudes de vie, de son métier, de ses loisirs et de la présence plus ou moins
24
importante de la radioactivité dans l'environnement. Si la radioactivité naturelle évolue peu
dans le temps, on peut noter des évolutions significatives pour la radioactivité provenant
des diverses activités humaines et en particulier comme conséquences des rejets dans
l'environnement des installations nucléaires. Ainsi, les retombées radioactives de
l’accident de Tchernobyl ont contaminé de façon significative de larges territoires et à un
degré moindre la plupart des pays de l’Europe de l’Ouest. On peut aussi mentionner la
forte diminution des rejets de la plupart des installations nucléaires au cours de la dernière
décennie du fait des progrès réalisés en matière de traitement et de gestion de ces rejets.
Ainsi, pour pouvoir gérer l'exposition environnementale, il faut connaître la contribution
des diverses sources d'exposition et les possibilités d'intervention permettant de réduire
l'exposition.
Les expositions médicales
L'utilisation des rayonnements ionisants en médecine est de loin la source d'exposition de
la population la plus importante parmi l'ensemble des expositions introduites par les
activités humaines. Les différentes catégories d'exposition sont liées à l'utilisation des
rayonnements pour le diagnostic (radiologie et médecine nucléaire), la radiologie
interventionnelle ou la radiothérapie. On peut noter cependant que, dans le domaine
médical, l'utilisation des rayonnements a pour objectif de conduire à un bénéfice direct
pour les patients exposés qu’il s’agisse du diagnostic ou de la thérapie.
Par ailleurs, il existe une grande variabilité des expositions médicales selon les individus,
les types d'examens effectués et les procédures et les appareils utilisés. En France, on
connaît assez mal la façon dont se répartissent les expositions médicales et en particulier,
on ne sait pas vraiment apprécier les conséquences dosimétriques des évolutions récentes
de la technique comme l'utilisation croissante du scanner et de la digitalisation de l'image
sur les doses reçues par les patients.
Les expositions professionnelles
Pour les expositions professionnelles, le nombre de personnes concernées est limité et
connu. Ces expositions sont mesurées et contrôlées au niveau des ambiances de travail et
de chaque travailleur qui dispose d'un suivi dosimétrique individuel. De plus, ces
personnes bénéficient d'une surveillance médicale particulière. Il s'agit des personnes
exposées dans le cadre de l’exercice de leur profession dans les installations nucléaires et
dans le domaine médical et industriel. Au total, on dénombre actuellement environ
25
230 000 personnes exposées professionnellement aux rayonnements ionisants en France
dont environ 60 000 dans l'industrie nucléaire.
2.1.2 De l'exposition à la dose
Au total, l'exposition de l'homme aux rayonnements ionisants provient donc :
- soit des rayonnements émis par une source radioactive située à l'extérieur du corps
humain, on parle alors d'irradiation externe,
- soit de la présence de radioactivité dans l'organisme humain (par exemple suite à
l'ingestion ou à l'inhalation de particules radioactives), on parle alors d'irradiation
interne.
Très schématiquement, l’interaction des rayonnements ionisants avec le corps humain se
traduit par des dommages au niveau cellulaire ou au niveau des organes et des tissus du
corps humain qui sont traversés par les rayonnements. Ces dommages dépendent de la
quantité d’énergie déposée par les rayonnements dans les cellules de chaque organe ou
tissu. La grandeur utilisée pour mesurer la quantité d'énergie absorbée est le gray (notée
Gy). Cette unité correspond à l’énergie de 1 joule déposée par kilogramme de matière
vivante. Selon le type de rayonnements auxquels sont soumis les organes (ou tissus), les
effets biologiques engendrés varient pour un même organe (ou tissu) et une même dose
absorbée. On distingue ainsi les rayons X, les rayons γ, les particules α et β, ainsi que les
neutrons et les protons. On calcule alors une "dose équivalente" (exprimée en sievert
(Sv)) pour chaque organe (ou tissu) en fonction du type de rayonnement considéré.
Enfin, les différents organes (ou tissus) présentent une radiosensibilité différente, c’est–à-
dire que la probabilité d'occurrence d’un dommage à long terme variera, pour une même
dose équivalente, selon l'organe (ou le tissu) considéré. Les modalités d'exposition
(exposition fractionnée ou en une seule fois) doivent également être prises en
considération.
L’irradiation externe conduit le plus souvent à une exposition quasi-uniforme des organes
et des tissus. S'agissant de l'incorporation interne, l'accumulation des radionucléides
incorporés par ingestion ou inhalation n'est pas uniforme selon les organes ou les tissus
considérés. Certains d'entre eux présentent une affinité particulière pour certains éléments
comme par exemple la thyroïde pour l’iode, et la moelle osseuse et le fœtus pour le
strontium.
26
Afin de pouvoir exprimer dans une même unité le risque associé à l'ensemble des
situations d'exposition possibles, la Commission Internationale de Protection
Radiologique (CIPR) a introduit un indicateur appelé « dose efficace », mesurée en
sievert (voir Figure 3). C'est une grandeur qui prend en compte la dose en gray ainsi que
le type de rayonnement considéré et la sensibilité des organes vis-à-vis des dommages.
Ainsi, quels que soient la source (naturelle ou artificielle), la nature du rayonnement
(alpha, bêta, gamma, rayons X ou neutrons), les modalités d'exposition (externe ou
interne), les tissus ou les organes atteints, la dose efficace, exprimée en sievert ou dans un
sous-multiple le millisievert (mSv - 1/1000 de sievert) ou le microsievert (µSv -
1/1 000 000 de sievert), permet d'évaluer le risque et de comparer entre elles les
différentes expositions.
Source radioactive(mesurée en becquerel)
Rayonnements
Energie déposéedans les tissus et organes
du corps humain(mesurée en gray)
Dose efficace(mesurée en sievert)
Pondération :- type de rayonnement (α, β, γ, X, neutrons)- modalité d’exposition (irradiation externe ou interne)- sensibilité des organes ou tissus
Indicateur du risque
Figure 3. De la source à la dose
La mesure directe de la dose efficace reçue par les individus exposés aux rayonnements
ionisants n’est pas toujours possible. Dans le domaine professionnel, les niveaux
27
d’exposition sont parfois suffisamment élevés pour que l’on puisse mesurer directement
la dose reçue à l’aide de dosimètres portés par les travailleurs. Ainsi par exemple, pour les
personnes exposées professionnellement dans l’industrie nucléaire la dose annuelle
moyenne est de l'ordre de 1,5 mSv.
Dans le domaine médical, les doses aux patients ne sont pas faciles à mesurer directement
et l’on fait appel à des mesures indirectes du champ de rayonnement et à des modèles de
simulation pour reconstituer les doses reçues par les patients en fonction des différents
types d’examens pratiqués. Selon le Comité Scientifique des Nations-Unies sur les Effets
des Radiations Atomiques (UNSCEAR), la dose individuelle moyenne associée au
radiodiagnostic en France est de l’ordre de 1,1 mSv/a. A titre d'exemple, les doses au
corps entier associées à des examens réalisés avec des scanners sont de l'ordre de :
- 4 mSv en moyenne par examen avec des valeurs pouvant aller jusqu'à 10 pour le
poumon,
- 8 mSv en moyenne par examen avec des valeurs pouvant atteindre plus de 20 pour
l'abdomen,
- environ 1 mSv en moyenne par examen avec des valeurs pouvant aller jusqu'à 3 pour
le crâne,
- environ 3 mSv en moyenne par examen avec des valeurs pouvant atteindre de 6 et
7 mSv pour la colonne vertébrale.
En ce qui concerne les doses associées aux expositions environnementales, il n'est pas
concevable, sauf en cas d'accident, de les mesurer directement au niveau des individus,
compte tenu des faibles niveaux d'exposition et du nombre de personnes à considérer. Il
faut donc recourir systématiquement à la modélisation pour estimer la dose reçue par
chaque individu pour l'ensemble des sources auxquelles il est soumis. Les mesures ou le
calcul de la radioactivité rejetée dans l’environnement des personnes exposées et
l’utilisation de modèles de transfert pour caractériser l’environnement de ces personnes et
les produits incorporés permettent d’estimer les niveaux d'exposition externe et interne.
Le calcul des doses (équivalente ou efficace) correspondant s'effectue à l’aide de modèles
qui simulent de façon assez détaillée les modalités de transfert et de fixation au sein des
différents organes et tissus humains. A titre indicatif, le Tableau 2 présente les doses
individuelles moyennes reçues en France par les diverses sources d’exposition d’origine
environnementale.
28
Tableau 2. Doses moyennes individuelles associées aux expositionsenvironnementales en France (doses efficaces)
SOURCES D'EXPOSITION DOSES ANNUELLES
INDIVIDUELLES
MOYENNES
(millisievert par an)
Rayonnement cosmique 0,4
Rayonnement tellurique 0,5
Radon dans les habitations 1,3
Ingestion de radioéléments naturels dans l'alimentation 0,2
Retombées des essais atomiques 0,02
Retombées de l'accident de Tchernobyl 0,01
Impacts des rejets des installations nucléaires de l'ordre de 0,00001
TOTAL 2,43
2.1.3. De la dose au risque
Les effets sur la santé associés à l'exposition aux rayonnements ionisants sont fonction de
l'énergie déposée dans le corps humain et de la durée d'exposition. L'énergie déposée
provoque des dommages cellulaires qui peuvent conduire à la mort de la cellule ou qui
peuvent être réparés. Cependant, cette réparation est elle-même correcte ou incorrecte. On
distingue donc deux types d'effets selon l'importance des dommages cellulaires : les
effets déterministes et les effets stochastiques appelés aussi effets aléatoires.
Les effets déterministes
Lorsque l'énergie déposée dans les organes ou les tissus dépasse certains seuils (de
l'ordre de plusieurs grays), les rayonnements ionisants entraînent la mort de nombreuses
cellules dans les organes ou tissus exposés et peuvent induire des effets sur la santé
d'autant plus précoces que la mortalité cellulaire sera rapide et importante. En fait, la
gravité de ces effets est fonction de la dose reçue. Il s'agit par exemple, pour les effets
apparaissant dans les jours ou semaines suivant une telle irradiation, de brûlures cutanées
après irradiation de la peau, d'aplasie médullaire due à la destruction du tissu fabriquant
les cellules sanguines, si l'ensemble du corps a été exposé. De plus, les expositions très
29
élevées d'une grande partie du corps (de l'ordre de quelques grays) peuvent conduire au
décès dans les semaines qui suivent l'exposition. D'autres effets se manifestent plus
tardivement comme la cataracte lorsque l’œil est irradié ou la fibrose au sein du tissu
irradié. Ces effets s'expriment dans des plages de dose (exprimée en terme d'énergie
déposée) de l'ordre de 0,5 à quelques grays (aux organes ou au corps entier) pour une
exposition de courte durée.
Les effets stochastiques
Lorsque les lésions induites au niveau cellulaire par les rayonnements ionisants ne sont
pas réparées correctement, il persiste alors une modification dans le matériel génétique de
la cellule qui peut conduire, au cours de la multiplication des cellules lésées, à une
mutation cellulaire. Ces mutations peuvent entraîner l'apparition d'effets héréditaires (si la
mutation concerne une cellule de la reproduction ou une cellule germinale) ou induire des
transformations des cellules qui, plusieurs années après l'exposition, peuvent engendrer
des cancers qui surviennent de façon aléatoire dans la population exposée. Ces effets sont
appelés stochastiques ou encore probabilistes ou aléatoires. Pour les mettre en évidence, il
faut observer des populations ayant été exposées aux rayonnements ionisants et les
comparer à des populations n'ayant pas été exposées. Ainsi, des enquêtes
épidémiologiques ont permis de mettre en évidence des excès de différents types de
cancers parmi des populations exposées à des doses supérieures à un dixième de sievert et
pour une irradiation corporelle délivrée en un temps très court. Il s'agit notamment de la
leucémie et des cancers du poumon, du sein, de l'appareil digestif et de la thyroïde.
L'étude épidémiologique la plus importante dans ce domaine concerne le suivi des
survivants des bombardements atomiques d'Hiroshima et de Nagasaki. On peut
également noter que, pour l'estimation du risque dû aux expositions in utero, des études
épidémiologiques ont montré un risque radio-induit de leucémie associé à des doses au
fœtus dès 0,01 sievert.
En ce qui concerne les faibles doses, étalées dans le temps et se situant dans la plage de
quelques millièmes de sievert (mSv), voire millionièmes de sievert (µSv), les effets s'ils
existent sont tellement faibles qu'il est difficile, voire impossible, de les mettre en
évidence par des études épidémiologiques. En particulier, ces études ne permettent pas de
conclure quant à l'existence ou non d'un seuil de dose en deçà duquel il n'existerait plus
d'effet lié à l'exposition aux rayonnements ionisants. Par prudence et dans une optique de
protection, il existe un consensus international pour considérer que toute exposition aux
30
rayonnements ionisants, quel que soit son niveau, est susceptible d'induire un effet à
l'échelle d'une population.
Le Comité de l'Académie des Sciences des Etats-Unis (BEIR) et le Comité Scientifique
des Nations Unies sur les Effets des Radiations Atomiques (UNSCEAR) ont développé,
des relations exposition-risque qui permettent d'extrapoler, à des niveaux de dose plus
faibles, les observations obtenues dans les études épidémiologiques en retenant, par
prudence, l'hypothèse d'une relation sans seuil. C'est également sur la base de ces
relations que la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR) a élaboré
son système de recommandations pour la protection de la population.
Les relations exposition-risque permettent de traduire les doses reçues par un individu ou
une population en termes de risque d'apparition d'effets sanitaires pour cet individu ou
cette population. Les résultats des relations s'expriment en termes de valeurs moyennes
qui sont difficiles à interpréter car ils expriment un phénomène qui est en réalité un
processus aléatoire que l'on ne peut en fait bien cerner qu'en ayant recours aux méthodes
statistiques. Ainsi, lorsque l'on exprime le risque pour un individu, il s'agit en fait du
risque moyen pour une population d'individus ayant les mêmes caractéristiques. C'est
pour cette raison qu'il est parfois préférable de présenter non pas le risque moyen mais sa
distribution statistique, exprimée en nombre de cas au sein d'une population.
2 .2 . Les objectifs du GRNC
2.2.1. Premier objectif du GRNC
L'objectif premier du GRNC était de reconstituer les expositions environnementales (dues
aux sources naturelles et à celles liées aux activités humaines) et médicales pour la
population susceptible d'être affectée par les rejets des installations nucléaires du Nord-
Cotentin et d'estimer les risques de leucémies associés à ces expositions. Compte tenu de
la description précédente quant aux modalités d'exposition et à l'évaluation des doses, il
était impossible pour le groupe de réaliser une évaluation complète et exhaustive pour
toutes les expositions.
31
Ainsi, bien que l'objectif du groupe ait été de reconstituer les doses pour toutes les
sources d'exposition, l'interrogation soulevée par l'étude épidémiologique du Pr. J.F.
VIEL a conduit à se focaliser sur la contribution des installations nucléaires du Nord-
Cotentin et en particulier celle de l’installation COGEMA de La Hague. De ce fait, du
point de vue de la reconstitution des expositions, le travail du groupe a essentiellement
porté sur les rejets des installations nucléaires du Nord-Cotentin et leurs conséquences
dans l'environnement, avec un souci d'exhaustivité et de réalisme. De plus, les rejets
d'origine industrielle ayant évolué significativement au cours du temps, il convenait de
reconstituer les doses liées aux rejets de ces installations pour l'ensemble de la période
considérée en analysant notamment l'évolution de ces rejets au cours du temps.
Comme les études épidémiologiques pour le canton de Beaumont-Hague pour la
population des jeunes de 0 à 24 ans portaient sur la période 1978-1996, le groupe a
effectué un exercice de reconstitution rétrospective de l'ensemble des doses
(environnementales et médicales) reçues par cette population pour cette même période.
L'objectif étant d'estimer le risque de leucémie radio-induite, les doses à la moelle osseuse
ont été retenues dans la mesure où la moelle osseuse constitue l'organe cible pour le
développement de leucémies. Ainsi, pour cette population - dénommée cohorte, dans
l'étude -, les estimations de doses à la moelle osseuse ont pris en compte les expositions
reçues par les enfants mais également celles reçues par les fœtus (exposition in utero). Le
Tableau 3 présente les différentes catégories d'exposition qui ont été considérées.
32
Tableau 3. Catégories d'exposition considérées selon leur origine
Origine des expositions Catégories d'exposition considérées
Médicales - Radiodiagnostic uniquement
Environnementales
- Radioactivité naturelle
- Retombées de l’accident de Tchernobyl et
des essais nucléaires atmosphériques
- Rejets des installations nucléaires (en
fonctionnement normal et liés aux
incidents)
- Radon dans les habitations
- Irradiation cosmique et tellurique
- Ingestion de radionucléides naturels
- Expositions (inhalation, ingestion,
irradiation externe) liées aux
concentrations dans les différents
compartiments de l’environnement
- Expositions (inhalation, ingestion,
irradiation externe) liées aux rejets
radioactifs liquides et gazeux en prenant
en compte les quatre installations
nucléaires du Nord-Cotentin
Le Tableau 4 présente les voies d'exposition considérées en fonction du milieu et compte
tenu des données de radioactivité dans l’environnement.
33
Tableau 4. Voies d'exposition considérées selon le milieu
Milieux Voies d’exposition
Air et sol - Inhalation : activité de l’air et remise en suspension de
l’activité du sol
- Exposition externe : activité du sol et du panache de rejets
- Ingestion par inadvertance : activité du sol
Embruns, eau de mer et
sable
- Inhalation : activité des embruns
- Exposition externe : activité du sable des plages et de l'eau
de mer lors de la baignade
- Ingestion par inadvertance : activité du sable des plages et de
l’eau de mer lors de la baignade
Aliments marins et
terrestres
- Ingestion : activité des aliments (y compris les transferts via
les algues épandues sur les cultures)
La Figure 4 présente de façon schématique la démarche d'évaluation retenue pour le calcul
du risque correspondant à la cohorte de 0-24 ans du canton de Beaumont-Hague.
Sources d’exposition radiologique pour la cohorte
Naturelles Médicales Installations nucléairesRetombées des essaiset de Tchernobyl
Dose délivrée à la moelle osseuse
(ex utero) (in/ex utero)(ex utero) (ex utero)Incidents(ex utero)
Risque de leucémie radio-induite
Figure 4. Schéma général pour l'évaluation des expositions et desrisques retenu pour la cohorte de 0-24 ans du canton deBeaumont-Hague
34
2.2.2. Deuxième objectif du GRNC
Le deuxième objectif du GRNC a été de répondre à la demande ministérielle concernant la
procédure de révision des textes régissant le fonctionnement de l'usine COGEMA de La
Hague, en particulier en ce qui concerne les autorisations de rejets. Pour ce faire, le
GRNC a réalisé un certain nombre d'évaluations complémentaires relatives à des groupes
de population pouvant être particulièrement exposés. Sur la base des données et des
modèles mis au point pour l'évaluation de l'exposition de la cohorte, le GRNC a estimé
les doses annuelles corps entier (dose efficace) pour un ensemble de scénarios
d'exposition de personnes adultes susceptibles d'être parmi les plus exposées autour de
l'installation COGEMA de La Hague. Il convient de noter que cette estimation s'est
limitée aux expositions dues aux rejets des installations et n'a pas donné lieu au calcul du
risque associé.
2 .3 . Le déroulement des travaux
Afin de répondre aux objectifs de la mission du GNRC et de s'assurer d'une participation
aussi approfondie que possible des experts au travail d'analyse critique, quatre groupes de
travail spécialisés ont été constitués, chacun étant chargé d’une étape spécifique de la
démarche générale adoptée pour l’évaluation des expositions et des risques. Tous les
travaux réalisés dans ces groupes de travail ont été présentés et discutés au sein d’un
groupe plénier. Les quatre groupes ont travaillé en parallèle, en adoptant une démarche
itérative dans le questionnement de façon à pouvoir mener une exploration exhaustive des
données ou modèles disponibles, voire procéder à de nouvelles mesures. Un travail de
coordination visant à garantir un enchaînement logique entre les groupes pour aboutir à
une estimation aussi précise que possible des expositions et des risques a dû être instauré.
Une telle démarche, impliquant une expertise pluraliste, a donc été relativement longue
mais a permis de mener de façon systématique les analyses et de mettre en évidence des
interrogations nouvelles. De plus, il convient de souligner que ce travail a permis
l'élaboration en commun d'un outil de calcul spécifique à la région du Nord-Cotentin.
2.3.1. Reconstitution et analyse critique des rejets radioactifs des installations
Le premier groupe de travail a examiné de façon critique les rejets radioactifs liquides et
gazeux déclarés par les exploitants des installations nucléaires du Nord-Cotentin depuis la
création des installations et, lorsque cela est nécessaire, a reconstitué les données
manquantes [16]. Ainsi, les rejets effectués depuis la mise en service des différentes
installations ont été examinés, soit : depuis 1966 pour les installations de COGEMA à La
35
Hague, depuis 1969 pour le Centre de Stockage de la Manche, depuis 1980 pour
l’Arsenal du Port de Cherbourg de la Marine Nationale et depuis 1986 pour la centrale
nucléaire de Flamanville.
Cette reconstitution a été réalisée en faisant volontairement abstraction de l’importance
relative que pouvait avoir a priori tel ou tel radionucléide sur l’impact dosimétrique, c’est-
à-dire sans se référer à des études antérieures. Cette analyse a notamment permis de
vérifier les résultats de mesures des activités rejetées fournies par les exploitants, les
modifier en cas d'incohérence (comme par exemple en ce qui concerne les rejets de
krypton 85), les compléter en cas d'absence de mesure pour certaines années, ajouter
certains radionucléides dont les rejets correspondants n’étaient pas considérés comme
significatifs suite au calcul d’impact des exploitants, ou en raison des limites des
techniques analytiques.
Pour l’essentiel, les étapes de l’analyse critique ont pu être appliquées de façon
satisfaisante aux usines de COGEMA de La Hague pour lesquelles, à partir du tonnage
annuel retraité et des caractéristiques des combustibles usés (nature, taux d’irradiation et
temps de refroidissement moyen) fournis par l’exploitant, il a été possible sur la base de
codes de calculs standards, d’établir les quantités d’activité annuelles des principaux
radionucléides présents dans les combustibles usés au moment de leur retraitement et donc
susceptibles d’être rejetés dans l’environnement. Pour une douzaine de radionucléides,
qui n'avaient pas fait l'objet de mesures, le groupe est parvenu à reconstituer un inventaire
théorique en ayant recours à des analogies de comportement physico-chimique entre les
éléments, et en tenant compte des informations disponibles sur les impuretés présentes
dans le combustible. Cette approximation a été corrigée sur la base de mesures,
lorsqu’elle conduisait manifestement à une estimation trop majorante du rejet, des
concentrations dans l'environnement et donc finalement de l’impact dosimétrique.
Par exemple, dans le cas du chlore 36, les premiers calculs de concentration dans
l'environnement et de la dose efficace pour les personnes exposées sur les scénarios
particuliers ont conduit à des impacts relativement élevés qui n’étaient absolument pas
réalistes compte tenu des connaissances dans le domaine. Après vérification par des
mesures complémentaires dans l’environnement autour de La Hague, réalisées à la
demande du GRNC par l’OPRI, l’IPSN et l’ACRO, le groupe plénier a estimé que la
surestimation de l'inventaire en chlore 36 était a minima d’un facteur 400 et l’a divisé en
conséquence. Cet exemple illustre parfaitement le travail d’itération entre les groupes et le
souci de réalisme recherché dans l’évaluation finale des doses.
36
Au total, pour les rejets de l'installation de COGEMA, 39 radionucléides sur 75
considérés (52 %) ont été ajoutés à la liste des radionucléides qui ont été fournis par
COGEMA au groupe de travail. En terme d’activité, ces compléments n’ont pas modifié
les ordres de grandeur des résultats fournis par l’exploitant ; cependant, ils ont permis de
donner une information plus exhaustive sur leur composition, ce qui était nécessaire pour
une reconstitution dosimétrique fine.
Pour les deux réacteurs de la centrale EDF de Flamanville, l'apport de la reconstitution a
été plus limité. En effet, pour ces réacteurs, comme pour les réacteurs nucléaires en
général, la nature et l’activité des radionucléides présents dans les effluents liquides et
gazeux dépendent d’un grand nombre de paramètres tels que le mode de conduite du
réacteur, le taux de relâchement des radionucléides des assemblages combustibles
(microfissures, taux de rupture, etc...), la libération des produits d’activation des
matériaux de structure dans les circuits de refroidissement et surtout le traitement et la
gestion des effluents liquides avant leur rejet en mer, lesquels ont évolué dans le temps.
Néanmoins, les rejets liquides et gazeux fournis par EDF depuis la mise en service de la
centrale ont été complétés par l’évaluation des activités en carbone 14 d’une part (à partir
des données de la littérature étrangère), et en nickel 63 dans les rejets liquides d’autre part
(à partir de mesures récentes effectuées par l’OPRI).
Pour le Centre de Stockage de la Manche de l'ANDRA, il n’y a pas de relation simple
entre l’inventaire radiologique des déchets stockés et les rejets d’activité mesurés dans
l’environnement (cours d’eau du Grand Bel et de la Sainte-Hélène notamment). Pour
établir cette relation, il faudrait connaître l’évolution des colis et la cinétique de transport
des substances radioactives dans le sous-sol (liée à leur solubilité). Le travail de
reconstitution a donc consisté à préciser les différentes phases de gestion des eaux du
réseau pluvial et du réseau séparatif, en analysant et en expliquant l’origine des activités
mesurées dans l’eau du ruisseau Sainte-Hélène.
Pour les rejets des installations de l’Arsenal du port de Cherbourg, le Ministère de la
Défense a transmis le bilan des activités rejetées dans les effluents liquides et gazeux
depuis 1980, informations qui n’avaient jusqu’à présent jamais été mises dans le domaine
public. Pour ces installations, les moyens de vérification sont encore plus limités. En
effet, les rejets en mer sont beaucoup moins importants que ceux des usines de
retraitement de COGEMA et leur contribution à l’activité ajoutée dans l’environnement est
très faible.
37
Le groupe de travail s’est également efforcé de réexaminer de façon approfondie les
incidents survenus dans les installations nucléaires du Nord-Cotentin au cours des trois
dernières décennies et ayant entraîné des rejets d'activité dans l'environnement. En
particulier, trois événements ont fait l’objet d’une analyse critique et d’une reconstitution
des rejets ou d’une réévaluation des rejets estimés à l’époque des incidents. Il s’agit :
- de la contamination en tritium du ruisseau Sainte-Hélène via la nappe phréatique située
sous les ouvrages du stockage (octobre 1976), pour le Centre de Stockage de la
Manche,
- du percement de la conduite des rejets liquides en mer de l'usine COGEMA de La
Hague (décembre 1979) qui a entraîné une contamination de la plage des Moulinets2,
- de l’incendie du silo de déchets provenant du retraitement des combustibles UNGG
(janvier 1981) à l'usine COGEMA de La Hague qui a entraîné un rejet radioactif
atmosphérique.
Ce souci de recherche de l’exhaustivité, consistant à ne rien considérer a priori comme
mineur, sans que cela ne soit préalablement conforté par une évaluation, a par exemple
permis d’estimer la contribution significative du strontium 90 lors de l’incident du silo, les
évaluations d’impact de l’époque se bornant à ne considérer que l’impact du césium 137.
Au total, toutes installations confondues, les rejets de plus de 80 radionucléides sur une
trentaine d’années ont été reconstitués. Ces résultats ne remettent pas en cause les données
fournies par les exploitants en terme d'activité totale rejetée, cependant ils ont permis de
préciser la composition des rejets nécessaire pour conduire les calculs d'impacts
dosimétriques.
2.3.2. Inventaire, bilan et analyse des mesures réalisées dans l’environnement
Le deuxième groupe a rassemblé et interprété les mesures réalisées dans l’environnement
par les différents organismes (exploitants, laboratoires de mesures institutionnels et non
institutionnels) [17].
Pour ce faire, le seul collationnement des informations n’était pas suffisant. Il convenait
d’analyser la variabilité des mesures au sein d’un même laboratoire et entre les différents
2 Le percement de la conduite a donné lieu à un rapport complémentaire du GRNC, publié en
juin 2000, qui n'a pas pu être considéré ici.
38
laboratoires. Ensuite, il s'agissait de définir les facteurs qui influençaient les niveaux de
radioactivité dans l’environnement et qui pouvaient expliquer les différences constatées,
en particulier selon les objectifs assignés aux mesures réalisées. Les prélèvements, les
traitements et les mesures de radioactivité des échantillons sont en effet adaptés aux
objectifs propres à chaque laboratoire (surveillance, expertise ou recherche). Ceci peut
conduire à une comparaison parfois difficile des résultats, notamment par exemple, en
raison des seuils de détection qui diffèrent suivant ces objectifs.
Le groupe de travail s’est efforcé d’être exhaustif pour l’inventaire des prélèvements et
des types de mesures. En revanche, pour les résultats des mesures, vu le nombre
considérable de données à rassembler et à vérifier dans un temps limité, il a été décidé de
donner la priorité aux informations les plus pertinentes pour la comparaison avec les
résultats des modèles et l’estimation des doses aux populations. En définitive, seuls les
résultats des mesures obtenus à partir de 1978 ont été exploités, ces mesures étant
généralement informatisées et leur qualité nettement supérieure grâce à l’utilisation de
détecteurs plus performants notamment pour la spectrométrie gamma. L'étude intègre
donc les données disponibles de 1978 jusqu'à 1997.
Ce travail, qui n’avait jamais été réalisé en France auparavant, a permis de rassembler et
d'analyser environ 500 000 “ déterminations de concentration en radionucléides ou
d’activité totale ”. Les mesures réalisées par l’exploitant ou les organismes de contrôle
représentent la part la plus importante des mesures exploitées (voir Figure 5). Cependant,
même s’ils sont réalisés en moins grand nombre, les prélèvements des laboratoires non
institutionnels et des organismes de recherche ont été d’un grand intérêt, dans la mesure
où ils ont apporté des informations complémentaires concernant les niveaux de
radioactivité aux points de rejets, des bio-indicateurs particuliers ou encore des
radionucléides spécifiques.
39
OPRI
17.54%
ACRO 0.14%GREENPEACE 0.01%
ANDRA 5.01%
COGEMA50.86%
CRIIRAD 0.08%EDF 2.97%
GEA
16.10%
LDA50
1.87%
LERFA
5.44%
499983
Figure 5. Provenance des mesures retenues
Au total, l’ensemble des travaux sur les mesures environnementales, malgré la diversité
des pratiques des laboratoires, a permis de mettre en évidence, tous les éléments
d'appréciation étant pris en compte, la cohérence de l’ensemble des résultats, et un
consensus de la part des participants sur l’analyse des niveaux de radioactivité détectés
dans l’environnement. Ces résultats ont donc été validés collectivement, permettant ainsi
une comparaison avec les résultats des modèles de transfert dans l’environnement, voire
même, lorsque les modèles n’étaient pas adaptés, une utilisation directe des mesures pour
la reconstitution dosimétrique.
Cette revue d'une grande ampleur a nécessité un effort considérable. Le collationnement et
l'analyse de l'ensemble des données recueillies sont désormais disponibles sous la forme
d'un CD-rom. Dans l'avenir, cette banque de données pourra être complétée en intégrant
les nouvelles données disponibles.
2.3.3. Confrontation des résultats des modèles avec les mesures
L'objectif général poursuivi par le troisième groupe de travail était de proposer les
modèles les mieux adaptés pour l'évaluation des concentrations dans l'environnement des
40
radionucléides rejetés par les installations nucléaires du Nord-Cotentin [18]. Les activités
du groupe se sont déroulées en trois étapes.
La première étape a consisté à réaliser une intercomparaison des modèles de dispersion
des rejets atmosphériques et marins disponibles, pour identifier ceux qui étaient les mieux
adaptés à l’objectif poursuivi c’est-à-dire une évaluation dosimétrique fine tenant compte
au mieux des caractéristiques du contexte local. Cette démarche d’investigation a conduit à
examiner les modèles utilisés par l’IPSN, le modèle européen PC-CREAM et les modèles
des différents exploitants français (COGEMA, ANDRA, EDF) utilisés dans le cadre des
procédures réglementaires d’autorisation de rejets. Les différences observées entre les
modèles, tant pour les rejets marins qu'atmosphériques, étant rarement supérieures à 10,
le groupe a jugé que de telles différences étaient normales. Elles sont dues d'une part, à la
nature même des modèles et à la représentativité des paramètres choisis et, d'autre part, à
la fluctuation inévitable des mesures environnementales qui ont permis de bâtir ces
modèles.
La seconde étape, consistant à confronter les résultats des modèles retenus avec les
mesures, a permis d'ajuster, de façon tout à fait exceptionnelle dans ce type de travaux,
les paramètres des modèles à la réalité locale chaque fois que cela était possible. L'apport
de ces confrontations a été indéniable pour le milieu marin où l'on dispose pour un grand
nombre de radionucléides de mesures environnementales suffisantes, en nombre et en
sensibilité. Par contre, dans le domaine terrestre, le nombre plus réduit de mesures
supérieures aux limites de détection ou l’importance relative du bruit de fond de la
radioactivité naturelle n’ont pas permis de mener une confrontation entre les modèles et les
mesures aussi complète que le groupe l’aurait souhaité.
La troisième étape a consisté à calculer les concentrations dans l’environnement pour
l’ensemble de la période en fonction des rejets des installations à partir des modèles
finalement retenus. Le groupe de travail a ainsi fourni les coefficients de transferts
atmosphériques au sol pour les 19 communes du canton de Beaumont-Hague. Ces
coefficients, évalués sur la base des conditions météorologiques moyennes des années
1992 à 1997, tiennent compte des différentes classes et vitesses de vent, par temps sec et
par temps de pluie. Des coefficients de transfert de l’activité de l’air aux espèces animales
et végétales de la chaîne alimentaire ont également été fournis.
41
Si la modélisation a été assurée par les services d’expertise de l’IPSN, les résultats ont été
présentés, discutés et critiqués au sein du groupe de travail, puis au sein du groupe
plénier. Le rôle des associations et des laboratoires locaux a été déterminant pour amener
les modèles retenus vers le plus grand réalisme possible en tenant compte au mieux des
particularités locales. La comparaison systématique des prévisions des modèles aux
mesures effectivement réalisées dans l’environnement a permis un ajustement des
paramètres des modèles à la réalité locale.
2.3.4. Calculs des doses et des risques
L'activité du quatrième groupe a consisté dans un premier temps à évaluer la dose
moyenne à la moelle osseuse reçue par la «cohorte» considérée (les enfants et les jeunes
adultes de 0 à 24 ans du canton de Beaumont-Hague) du fait des installations industrielles
nucléaires de la région et du fait des autres sources d’exposition, puis à estimer le risque
de leucémie correspondant [19]. Trois étapes ont été retenues pour cette évaluation : la
reconstitution de la population exposée (la cohorte), l'évaluation des doses individuelles
délivrées à la moelle osseuse et le calcul du nombre de leucémies théoriquement
attribuables à l'exposition aux rayonnements ionisants.
Reconstitution de la cohorte
Ce travail a été réalisé à partir de la compilation et de l’extrapolation des données
démographiques issues des recensements et des registres de naissance en retenant
l’hypothèse que tout individu naissant dans la zone d’étude (canton de Beaumont-Hague)
y résidait jusqu’à son vingt-cinquième anniversaire (ou jusqu'en 1996). L'étude du calcul
du risque portant sur la période 1978-1996, la reconstitution de la cohorte a donc
nécessité de rechercher les données depuis l'année 1954. Ainsi, les générations de 1954 à
1996 ont été considérées. Par ailleurs, les effectifs de scolarisation ont également été
exploités afin de prendre en compte l’augmentation de la population des enfants lors de la
période dite du “ grand chantier ”, correspondant à la construction de la deuxième usine
COGEMA de La Hague entre 1982 et 1989. Le nombre de jeunes (0 - 24 ans) ayant
habité dans le canton de Beaumont-Hague pendant la période considérée (1978-1996),
correspond à 6 656 individus (voir Tableau 5).
42
Tableau 5. Taille de la cohorte reconstituée des 0-24 ans du canton deBeaumont-Hague entre 1978 et 1996
Individus natifs(générations 1954 à
1996)
Apport “Grandchantier” : arrivants
Total
Nombre d’individus(cohorte reconstituée)
5506 1150 6656
Personnes.années 55437 13871 69308
Estimation de l’exposition de la cohorte
Les valeurs des paramètres caractérisant les modes de vie des individus de la cohorte ont
été discutées puis validées en privilégiant le réalisme. Il s’agit de situations d'exposition
moyennes basées sur les paramètres suivants :
- des rations alimentaires pour les différentes classes d’âge et par catégorie d’aliments ;
- des taux d’autoconsommation ;
- des temps passés à l’intérieur des habitations, à la baignade, à la plage, en mer ;
- des quantités de sable, de sol ou d’eau de mer ingérées par inadvertance ;
- des taux de remise en suspension ;
- des facteurs de protection par les habitations ;
- des débits respiratoires moyens (en fonction de l’âge des individus) ;
- des lieux de pêche.
Lorsque cela était nécessaire, les valeurs retenues pour ces paramètres ont été ajustées aux
habitudes locales de la région Nord-Cotentin. On peut citer par exemple l’épandage
d’algues sur les jardins potagers, la consommation plus importante de cidre ou de
confiture que la moyenne française, autant de pratiques identifiées sur la base d'enquêtes
locales et grâce à la présence parmi les membres du GRNC d’experts connaissant bien les
habitudes et les usages locaux.
A partir des données de concentrations des différents radionucléides dans les
compartiments de l’environnement, les doses (individuelles et collectives) à la moelle
osseuse (organe cible pour le risque de leucémie) ont été calculées pour l’ensemble de la
cohorte. Pour les rejets des installations nucléaires, les doses ont été calculées depuis
1966, aussi bien pour les rejets de routine que pour ceux dus aux accidents et incidents.
Pour estimer les autres sources d’exposition aux rayonnements ionisants (médicale,
43
naturelle, retombées des essais atmosphériques d'armes nucléaires et de l'accident de
Tchernobyl), une étude essentiellement bibliographique a été réalisée. Enfin, les doses
délivrées à la moelle osseuse du fœtus durant la grossesse (exposition in utero) ont été
prises en compte uniquement pour les rejets de routine des installations nucléaires.
Par ailleurs, les calculs de dose à la moelle osseuse ayant été réalisés pour des “ individus
moyens ” de la cohorte, le groupe s’est interrogé sur différents scénarios afin d’apprécier
la variabilité des résultats en fonction des comportements singuliers possibles : des
“scénarios cohorte” ont ainsi été définis pour quantifier, en termes de dose à la moelle
osseuse, les quatre comportements particuliers identifiés comme facteurs de risque de
leucémie statistiquement significatifs par l’étude réalisée par le Professeur Jean François
VIEL, publiée en 1997. Il s’agit de :
- la fréquentation importante des plages locales par les enfants,
- la fréquentation importante des plages locales par les mères durant leur grossesse,
- la consommation plus importante que la moyenne de produits de la mer locaux,
- la résidence dans une maison en granit ou à forte concentration en radon.
Pour cela, un facteur multiplicatif de 2 ou de 5 a été appliqué sur la valeur retenue pour les
paramètres correspondants (temps passé sur les plages, ration alimentaire, concentration
en radon et exposition aux rayonnements telluriques) dans l’estimation moyenne faite sur
la cohorte. Pour ces scénarios, le calcul de dose individuelle délivrée à la moelle osseuse
(associée aux expositions pendant l’enfance) a également été effectué.
Estimation du risque de leucémie
La dernière étape du calcul a consisté à estimer le nombre de leucémies théoriquement
attribuables à l'exposition aux rayonnements ionisants (risque radio-induit) compte tenu
des doses délivrées à la moelle osseuse. Pour ce calcul, comme cela a été indiqué
précédemment, l'hypothèse de la relation dose-effet sans seuil a été retenue. Ce risque
radio-induit a été calculé sur la période pour laquelle des données épidémiologiques étaient
disponibles par ailleurs (1978-1996). Pour estimer le risque associé à l’exposition durant
l’enfance (ex utero), le modèle de risque retenu a été celui proposé en 1994 par le Comité
Scientifique des Nations-Unies sur les Effets des Radiations Atomiques (UNSCEAR)
[20], ainsi que celui de l'Académie des Sciences des Etats-Unis (BEIR) [21], dont les
coefficients de risque sont dérivés de l'étude des survivants des explosions atomiques
d'Hiroshima et de Nagasaki. En ce qui concerne l’exposition in utero, les modèles retenus
44
ont été ceux développés par le NRPB et issus des résultats de l’Etude d’Oxford sur les
Cancers de l’Enfance (OSCC) en 1989 [22]. Le calcul du risque collectif de leucémie a été
réalisé principalement à l’aide du logiciel européen d’évaluation du risque radiologique
ASQRAD, développé par le CEPN et le NRPB [23].
Il convient de souligner que ces modèles, reconnus au niveau international, ont été admis
par le groupe sans analyse critique, pour le calcul des risques de leucémies, bien qu'ils
soient utilisés ici dans un domaine de doses très éloigné du domaine dans lequel ils sont
habituellement utilisés. Ces niveaux de dose se situent de 50 à 200 mSv pour les
différents cancers radio-induits dans le cas de l'étude des survivants d'Hiroshima et de
Nagasaki, et à partir de 10 mSv pour les doses au fœtus dans l'étude anglaise.
2.3.5. Evaluation des doses efficaces individuelles pour les scénarios particuliers
Le quatrième groupe a également évalué la dose efficace (dose au corps entier) pour les
groupes de population ou les individus susceptibles d'être les plus exposés aux rejets des
usines COGEMA de La Hague, du fait de leur localisation géographique ou de leurs
habitudes de vie. Cette évaluation a été effectuée pour éclairer les décisions à prendre sur
la révision en cours des textes régissant le fonctionnement de l’usine de retraitement. Pour
ce faire, le GRNC a établi une série de scénarios en tenant compte des spécificités locales
concernant les habitudes et les modes de vie. Ainsi, les doses individuelles (dose efficace
au corps entier) ont été estimées d'une part, pour des expositions chroniques, s'exprimant
en dose annuelle et, d'autre part, pour des expositions occasionnelles, s'exprimant en
dose pour une action ou une situation de durée limitée.
Parmi les expositions chroniques, le GRNC a distingué :
- les scénarios de référence utilisés par COGEMA dans ses études d'impact (pêcheur de
Goury, habitant de Digulleville) ;
- trois scénarios particuliers complémentaires prenant en compte des habitudes de vie ou
des lieux de vie particuliers (pêcheur aux Huquets, zone des 1500 m autour de
l'installation COGEMA de La Hague, agriculteur au Pont Durand).
De plus, compte tenu des informations recueillies pour l'analyse des expositions de la
cohorte, le GRNC a effectué des calculs de doses efficaces pour un "adulte moyen", pour
lequel les paramètres de mode de vie utilisés sont ceux d'un adulte représentatif de la
cohorte et les concentrations dans l'environnement terrestre et marin sont les valeurs
45
moyennes fournies pour la cohorte. Les voies d'exposition considérées dans ce scénario
moyen correspondent aux voies d'exposition retenues pour la cohorte pour les rejets de
routine des installations nucléaires.
Parmi les expositions occasionnelles, une dizaine de scénarios ont été retenus, dont la
plupart modélise des pratiques locales, généralement peu fréquemment observées - ou qui
pourraient être observées exceptionnellement - d’après le retour d’expérience des acteurs
locaux du GRNC, comme par exemple la pêche dans le ruisseau de la Sainte-Hélène, la
promenade près de la conduite de rejet en mer des effluents radioactifs des usines
COGEMA, la consommation d’un crabe pêché à proximité de cette même conduite de
rejet, ou encore la baignade à l’embouchure de la Sainte-Hélène.
47
3. LES RESULTATS
Ce chapitre présente les principaux résultats et les conclusions du GRNC concernant
d'une part, les expositions et les risques de leucémies pour la cohorte des enfants et des
jeunes de 0-24 ans du canton de Beaumont-Hague et, d'autre part, les expositions
associées aux scénarios particuliers pour les personnes les plus exposées autour de l'usine
COGEMA de La Hague. Ces résultats sont également discutés et mis en perspective avec
ceux de l'étude COMARE réalisée au Royaume-Uni.
3 .1 . Expositions et risques de leucémie pour la cohorte
3.1.1. Expositions individuelles
Pour l'ensemble de ces sources d'exposition (installations nucléaires, médicales,
naturelles, essais atmosphériques et accident de Tchernobyl), la dose individuelle annuelle
ex utero délivrée à la moelle a été estimée pour la cohorte entre 2720 µSv et de l'ordre de
5000 µSv par an. Parmi ces expositions, les doses ex utero liées aux rejets des
installations nucléaires sur la période, sont de moins de 1 µSv à 11 µSv par an. Les
variations observées reflètent à la fois des différences d'exposition selon l'âge des
individus ainsi que des différences quant à la présence de radioactivité dans
l'environnement selon la période considérée. A cette estimation, il convient également
d'ajouter les doses individuelles délivrées à la moelle osseuse dues à l'exposition in utero
pour les rejets de routine des installations nucléaires. Ces doses varient entre 0,3 µSv
pour la génération des enfants nés en 1967 et 10 µSv pour la génération des enfants nés
en 1972.
De façon détaillée, on peut noter que les doses ex utero dues aux rejets de routine des
installations ont varié dans le temps en fonction des rejets (voir Figure 6 pour les
nourrissons). Les doses les plus élevées se situent en 1985, année qui correspond au
maximum des rejets liquides des usines COGEMA de La Hague. Cette année là, la dose
ex utero délivrée à la moelle osseuse est estimée à :
- 11 µSv pour les nourrissons (notamment en raison de l'ingestion par inadvertance de
sable),
- 4 µSv pour les enfants,
- et de l’ordre de 6 µSv pour les jeunes adultes (la ration alimentaire en produits de la
mer pour ces derniers étant plus importante que celle des enfants).
48
0,00E+00
2,00E-06
4,00E-06
6,00E-06
8,00E-06
1,00E-05
1,20E-05
1966
1967
1968
1969
1970
1971
1972
1973
1974
1975
1976
1977
1978
1979
1980
1981
1982
1983
1984
1985
1986
1987
1988
1989
1990
1991
1992
1993
1994
1995
1996
années
Do
ses
ind
ivid
uel
les
à la
mo
elle
oss
euse
en
Sv
Inhalation
Exposition externe
Ingestion
Figure 6. Doses individuelles ex utero délivrées à la moelle osseuse(nourrisson d’1 an)
Dans le cas de l'exposition aux sources naturelles, on note une variation importante liée
aux différences de régime alimentaire selon l'âge des individus. La dose est maximale
pour les nourrissons et minimale pour les enfants de 13-14 ans. Le Tableau 6 présente la
décomposition de ces doses selon les sources d'exposition considérées.
Tableau 6. Doses individuelles annuelles à la moelle osseuse dues auxsources d'exposition naturelles
Type d'exposition Doses à la moelle osseuse
(µSv par an)
Naturelles
- radon
- cosmique
- tellurique
- incorporation de radionucléides naturels
1950 - 3460
330
270
410
940 - 2450
Pour les essais atmosphériques, la valeur maximale a été estimée pour l'année 1963 (soit
270 µSv). Les estimations pour les années récentes sont de 30 µSv par an, y compris la
contribution de l'accident de Tchernobyl qui a été estimée à moins de 10 µSv par an (la
contribution concernant les années 1986 et 1987).
49
Par ailleurs, il faut noter que les deux accidents de relâchements les plus significatifs (le
percement de la conduite de rejets en mer de l'installation COGEMA en décembre 1979, et
l’incendie du silo en janvier 1981) n’ont entraîné des expositions que pour une fraction
seulement de la cohorte. A titre d’illustration, les doses individuelles annuelles maximales
pour un seul individu supposé exposé, né en 1971 et habitant le village d’Herqueville
(village le plus proche sous les vents dominants, pour l’incendie de silo) sont observées
dans les douze mois suivant l’accident considéré, soit : 61 µSv pour le percement de la
conduite et 700 µSv pour l’incendie de silo. La Figure 7 illustre pour cet individu,
l'évolution dans le temps de la dose annuelle ex utero à la moelle osseuse liée à l'incendie
du silo en comparaison de la dose estimée pour les rejets des installations. Pour l'année
1995, la dose ex utero délivrée à la moelle osseuse pour cet individu du fait des deux
incidents a été estimée à 3 µSv et s'ajoute donc à la dose délivrée à la moelle osseuse liée
aux rejets de routine des installations nucléaires, estimée à environ 5 µSv pour 1995.
Comparaison des doses individuelles à la moelle osseuse ajoutées du fait de l'incendie du silo aux doses dues au fonctionnement normal pour la génération 1971 (individu habitant Herqueville)
7,00E-04 Sv
0,00E+00
5,00E-06
1,00E-05
1,50E-05
2,00E-05
2,50E-05
3,00E-05
3,50E-05
4,00E-05
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24
Age atteint
Do
se
s d
éli
vré
es
à l
a m
oe
lle
os
se
us
e e
n
Sv
silo
Fonctionnement normal desinstallations nucléaires duNord-Cotentin
Figure 7. Doses individuelles ex utero délivrée à la moelle osseuseajoutée par l'incendie du silo pour un individu de lagénération 1971 supposé exposé (Sv par an)
De façon similaire, on notera que pour l'incendie du silo, la dose ex utero délivrée à la
moelle osseuse pour un individu de la génération 1971 (âgé de 24 ans en 1995) exposé
aux rejets dus à l'incendie a été estimée, pour l'année 1995, à moins de 1 µSv et s'ajoute
50
à la dose délivrée à la moelle osseuse liée aux rejets de routine des installations nucléaires,
estimée à environ 5 µSv pour cet individu en 1995.
Le Tableau 7 résume les doses individuelles estimées pour la cohorte en tenant compte des
variations selon les âges des individus ainsi que l'évolution des expositions sur la période
d'analyse.
Tableau 7. Doses individuelles annuelles ex utero à la moelle osseuse
Type d'exposition Doses à la moelle osseuse
(µSv par an)
Installations nucléaires
Rejets de routine*
Incidents
< 1 - 11
0 - 700
Médicales 740
Naturelles 1950 - 3460
Essais atmosphériques et accident de
Tchernobyl
30 - 270
Total 2721 - ~ 5000** * Non comprise la dose individuelle à la moelle osseuse in utero liée aux rejets de routine et qui varie
de 0,3 à 10 µSv selon la génération considérée. ** Il s'agit ici d'une valeur indicative, dans la mesure où les valeurs maximales des différents types
d'exposition correspondent à des années différentes en ce qui concerne les rejets des installations, lesincidents et les essais atmosphériques.
3.1.2. Expositions collectives
A partir de l'ensemble des doses individuelles présentées ci-dessus, la dose collective
totale délivrée à la moelle osseuse pour la cohorte des jeunes du canton de Beaumont-
Hague pour la période 1954-1996 est de 322 h.Sv (homme-sievert). La source
d’exposition prépondérante est l’exposition naturelle avec une contribution de 74 %, soit
241 h.Sv. La principale voie d’exposition naturelle est l’ingestion de polonium 210
(21 % de la dose collective totale) principalement via l'ingestion de produits marins.
L’exposition médicale est une source d’exposition non négligeable (24 % de la dose
collective totale, soit 76 h.Sv). L’exposition due aux retombées des essais
atmosphériques d’armes nucléaires et de l’accident de Tchernobyl contribue pour 2 % à
51
l’exposition collective totale (5 h.Sv). Enfin, les installations nucléaires du Nord-Cotentin
contribuent pour moins de 0,1 % à la dose collective totale (0,30 h.Sv). Pour cette
dernière contribution, les rejets marins contribuent à environ 78 % de cette dose
collective, les voies d’exposition prépondérantes étant l’ingestion de produits marins
(42 %) et l’exposition externe par le sable des plages (22 %). En ce qui concerne
l’ingestion par inadvertance de sable (qui représente 9 %), il s'agit d'une voie
d’exposition concernant surtout les très jeunes enfants.
Lors du percement de la conduite de rejet en mer de l'installation de COGEMA (1979-
1980), la dose collective ajoutée délivrée à la moelle osseuse pour la cohorte exposée
(estimée à 24% de la cohorte totale) a été évaluée à environ 0,04 h.Sv (à comparer au
0,30 h.Sv dû au fonctionnement normal). Lors de l’incendie du silo en 1981, la dose
collective ajoutée pour la population exposée (estimée à 20% de la cohorte totale) a été
évaluée à environ 0,14 hSv. Enfin la dose collective délivrée à la moelle osseuse due à
l’exposition in utero du fait des rejets de routine des installations nucléaires locales a été
estimée à 0,02 h.Sv, soit environ 6% de la dose collective (ex utero et in utero) due aux
rejets de routine des installations nucléaires locales. Le Tableau 8 récapitule les diverses
contributions à l’exposition collective.
Tableau 8. Contributions des différentes sources d’exposition à ladose collective de la cohorte pour la période 1966-1996
Sources d'exposition Dose collective pour la période 1966-1996
(homme-sievert)
Installations nucléaires
Rejets de routine* 0,3
Incidents 0,18
Sources naturelles 241
Sources médicales 76
Essais nucléaires et accident de Tchernobyl 5
Total 322,5 * Non compris la dose collective délivrée à la moelle osseuse due à l’exposition in utero du fait des
rejets de routine des installations nucléaires locales. Celle-ci est estimée à 0,02 h.Sv
52
3.1.3. Risques de leucémie radio-induite pour la cohorte
Sur la base des relations dose-effet retenues, pour l’ensemble de la cohorte et sur la
période 1978-1996, correspondant à la période couverte par les études épidémiologiques,
le nombre total de cas de leucémies au sein de la cohorte théoriquement attribuables aux
expositions ex utero aux rayonnements ionisants dans le Nord-Cotentin est de 0,835. Il
convient d'y ajouter le nombre total de cas de leucémies associé à l'exposition in utero due
aux rejets de routine, soit 0,0003, ce qui augmente le nombre de cas estimé de l'ordre de
33 % par rapport à ceux attribuables aux expositions ex utero dues aux seuls rejets de
routine. La Figure 8 présente la proportion associée à chaque source d’exposition.
L’exposition naturelle et l’exposition médicale sont les principaux contributeurs au risque
(respectivement 74 % et 24 %). Les installations nucléaires du Nord-Cotentin contribuent,
à hauteur de 0,0014 cas (pour l'exposition ex utero) soit 0,1 % du total, correspondant à
0,0009 cas pour les rejets de routine et 0,0005 cas pour les incidents (soit 0,0001 cas
pour le percement de la conduite de rejets en mer de COGEMA et 0,0004 cas pour
l'incendie du silo de COGEMA).
Installations Nord-Cotentin
0.1%
Retombées des essais et
de l'accident de
Tchernobyl1.4%
Exposition médicale
24.3%
Expositions naturelles
74.2%
Figure 8. Proportion du nombre de cas de leucémie ex-utero enfonction des sources d'exposition
53
Pour les rejets de routine des installations, les voies d'exposition sont variées. Les voies
d’exposition correspondant aux rejets marins contribuent à près de 87 % du risque de
leucémie attribuable aux installations locales, la voie prédominante étant l’ingestion de
produits marins (poissons, mollusques et crustacés). En termes de risque individuel, les
générations qui présentent le risque de leucémie le plus élevé sur la période d’observation
considérée (entre 1978 et 1996) sont les générations 1970 à 1980. Ainsi, pour ces
individus, le risque estimé, cumulé entre 0 et 24 ans, d’incidence de leucémie attribuable à
l’exposition due aux installations nucléaires locales, est compris environ entre 0,2 et 0,3
pour un million. La Figure 9 présente la répartition du nombre de cas de leucémies en
fonction des différentes voies d'exposition ex utero considérées.
Ingestion de produits marins
39%
Ingestion par
inadvertance de sable14%
Autres voies0.1%
Exposition externe au sable des plages
28%
Ingestion de produits contaminés par les
embruns et l'épandage6%
Exposition externe aux rejets gazeux
7%Ingestion de produits terrestres
6%
Figure 9. Répartition du nombre de cas de leucémie ex-uterothéoriquement attribuable aux rejets de routine desinstallations nucléaires du Nord-Cotentin en fonction desvoies d'exposition
Le Tableau 9 résume les estimations de cas de leucémies théoriquement attribuables aux
différentes sources d'exposition aux rayonnements ionisants chez les 6656 jeunes de 0-24
ans pour le canton de Beaumont-Hague sur la période de 1978-1996.
54
Tableau 9. Synthèse des estimations des cas de leucémies radio-induites pour la cohorte
Sources d'exposition Nombre de cas de leucémies radio-
induites pour la cohorte
Installations nucléaires
Rejets de routine*
Incidents
0,0014
0,0009
0,0005
Sources naturelles 0,62
Sources médicales 0,2
Essais nucléaires et accident de Tchernobyl 0,01
Total (arrondi) 0,835
* Il convient d'ajouter la contribution au risque de l'exposition in utero qui atteint 0,0003 cas, valeurcalculée uniquement pour les rejets de routine des installations nucléaires.
La part des cas théoriquement attribuables aux expositions (ex utero et in utero) liées aux
installations nucléaires représente ainsi moins de 0,2 % des cas attribuables à l'ensemble
des sources d'exposition aux rayonnements ionisants. Sur la base de cette estimation, la
probabilité qu’une leucémie soit attribuable aux rejets des installations nucléaires locales
est de l'ordre de 1 à 2 pour mille (hors exposition in utero) pour l’ensemble des membres
de la cohorte sur la période 1978-1996. L'exposition aux sources naturelles et médicales
représente plus de 99,8 % du risque.
3.1.4. Analyse de sensibilité
L'analyse de quatre situations particulières d'exposition de la cohorte peut être considérée
comme une analyse de sensibilité des estimations moyennes des risques calculés pour la
cohorte. Cette analyse conduit aux conclusions suivantes :
- Les situations d'exposition "fréquentation des plages locales par les enfants durant
leur enfance" et "fréquentation des plages locales par les mères durant la grossesse"
montrent qu'une augmentation par 5 du temps de séjour sur les plages (soit 1h20 par
jour pendant 24 ans) n’augmente pas le risque de leucémie radio-induite de façon
significative.
55
- Dans la situation d'exposition "consommation de poissons et de fruits de mer locaux",
un individu qui consomme une grande quantité de produits de la mer locaux (jusqu'à
590 g par jour) voit son risque radio-induit pour toutes les sources d'exposition
augmenter de 73% environ, essentiellement dû à l’ingestion de radionucléides
d’origine naturelle (le polonium 210 contribuant en quasi totalité à la dose).
- La situation d'exposition "résidence dans une maison en granit" montre un
accroissement important du risque avec le niveau de concentration en radon. Une
augmentation d'un facteur 5 de ce dernier par rapport à la concentration moyenne (74
Bq.m-3) entraîne une augmentation du risque de près de 100%.
3 .2 . Expositions liées aux scénarios particuliers
Il s'agit ici de calculer les doses annuelles (exprimées en doses à l'ensemble de
l'organisme (dose efficace) et non plus seulement à la moelle) des individus susceptibles
d'être plus exposés que la moyenne des habitants du canton. Ainsi, l'analyse du GRNC
portant sur ces situations d'exposition particulières a permis de comparer les niveaux
d'exposition correspondant aux situations conduisant aux doses efficaces les plus
importantes aux niveaux d'exposition correspondant aux situations des groupes de
référence retenus par COGEMA dans ses études d'impact. Les années présentées dans le
Tableau 10 sont celles qui ont donné lieu aux impacts les plus importants par les voies
marines et terrestres.
Tableau 10. Comparaison des scénarios particuliers et des groupe deréférence COGEMA
Dose efficace individuelle (µSv/a)
1985 1996
" Groupes de référence " COGEMA
- Pêcheurs de Goury 41 5
- Habitants de Digulleville 14 6
Scénarios particuliers GRNC
- Pêcheurs des Huquets 226 26
- Agriculteurs au Pont-Durand 53 59
56
Les résultats obtenus pour les scénarios particuliers des pêcheurs des Huquets et pour les
habitants du hameau de Pont-Durand conduisent, pour l’année 1996, à des valeurs
environ 5 à 10 fois plus élevées que celles obtenues avec les groupes de référence retenus
par COGEMA dans ses estimations réglementaires de l’impact de ses rejets en utilisant la
même méthodologie que celle du GRNC. Ces différences sont dues aux choix concernant
les habitudes de vie et les lieux d’exposition les plus pénalisants. Les résultats peuvent
être considérés comme une étude de sensibilité pour ces deux facteurs.
En ce qui concerne le "scénario moyen", correspondant à un adulte moyen du canton pour
lequel les habitudes de vie et les modalités d'exposition sont dérivées de l'analyse de la
cohorte des jeunes de 0-24 ans, les valeurs obtenues pour les doses efficaces individuelles
sont les suivantes : 18 µSv/a pour l'année 1985 et 4 µSv/a pour l'année 1996.
Par ailleurs, les doses efficaces individuelles correspondant à la réalisation d'une douzaine
de scénarios occasionnels (c’est-à-dire susceptibles d’être observés quelques fois par an
dans la région Nord-Cotentin) sont données pour une occurrence dans le Tableau 11. Les
résultats montrent que la prise en compte des comportements particuliers conduit à des
augmentations de la dose efficace inférieures ou au maximum de l'ordre de grandeur de la
dose efficace associée au "scénario moyen". Seule la consommation d'un crabe pêché à
proximité du point de rejets pendant l'année 1985 aurait pu conduire à une dose efficace
de plusieurs centaines de µSv.
Tableau 11. Doses individuelles associées aux scénarios occasionnels
Description du scénario occasionnel Dose efficace au corpsentier (µSv/occurrence)
Pêcher près de la conduite de rejet de l’usine COGEMASe promener près de la conduitePêcher bas de cale et plots bétonSe promener à l’anse des MoulinetsPlonger près de la conduiteConsommer un crabe (250 g) pêché à moins de 300 m dupoint de rejet en 1985Utiliser l’eau de la Sainte-Hélène en 1979Utiliser l’eau de la Sainte-Hélène en 1986Pêcher dans la Sainte-Hélène en 1979Pêcher dans la Sainte-Hélène en 1986Jouer à l’embouchure de la Sainte-Hélène en 1987Jouer à l’embouchure de la Sainte-Hélène en 1991Se promener près du Centre Manche
20 µSv7,5 µSv2,75 µSv< 1 µSv2,5 µSv
313 µSv (7-12 ans)10 µSv3 µSv
0,015 µSv2 µSv10 µSv0,5 µSv0,5 µSv
57
3 .3 . L’interprétation des résultats en termes de risque
Les résultats présentés ci-dessus concernant l'estimation du risque de leucémies pour la
cohorte sont exprimés en termes de valeur moyenne de risque pour une population
exposée sur une période déterminée, comparable à celle des études épidémiologiques.
Pour l'ensemble des sources d'exposition, on obtient donc 0,835 cas de leucémies
attribuables aux rayonnements ionisants. Or, dans la réalité, on observe soit zéro
leucémie, soit une, soit plusieurs, mais jamais une fraction. Afin de mieux apprécier la
signification du risque estimé pour la cohorte, il faut recourir à une interprétation de type
statistique, c'est-à-dire utiliser une loi de probabilité. Compte tenu du phénomène
statistique auquel on a affaire ici, c'est la loi dite de Poisson qui s'applique. On est en
effet en présence d'événements rares : environ 70 000 personnes.années d’exposition
donnant lieu à un risque pour une personne et par année d'exposition de l'ordre d'une
chance sur 100 000 de développer une leucémie attribuable à l'ensemble des sources
d'exposition aux rayonnements ionisants. L'analyse statistique proposée pour interpréter
les résultats considère successivement trois probabilités de survenue des leucémies :
- en fonction de l'incidence de base des leucémies pour la population générale
(indépendamment de la prise en compte des risques estimés de leucémies radio-
induites) ;
- les leucémies potentiellement attribuables à l'exposition ex utero aux rejets des
installations nucléaires ;
- les leucémies potentiellement attribuables à l'ensemble des expositions ex utero aux
rayonnements ionisants.
L'incidence de base de leucémie
Si l’on considère tout d’abord l’hypothèse d’une cohorte présentant le même risque de
leucémie que la population générale française (estimé à partir des résultats du réseau des
registres français du cancer FRANCIM appliqués à la cohorte du Nord-Cotentin), le
nombre de cas attendus pour l’ensemble de la cohorte et pour la période d’observation
considérée est égal en moyenne à 1,9 cas. Cette valeur est à comparer aux 4 cas
réellement observés dans cette même population sur la période 1978-1996. L’application
d’une loi de Poisson à cette valeur moyenne (voir Figure 10) permet d’estimer à 12% la
probabilité d’observer au moins 4 cas liés à l’incidence de base de leucémie sur cette
même période. Cette probabilité étant supérieure au seuil de confiance de 5%
communément retenu dans les études épidémiologiques, l'hypothèse que cet excès de cas
58
puisse être dû au hasard ne peut être rejetée. On peut cependant noter que l'incidence des
leucémies sur la période 1978-1996 dans le canton de Beaumont-Hague reste élevée par
rapport à celle attendue d'après les taux de référence, même si cette différence demeure
très limitée.
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
100%
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Probabilité d'observer x cas exactement
Probabilité d'observer x cas ou plus
Seuil conventionnel de 5%
Nombre de cas x Probabil i té d'observer x cas
exactement
Probabil i té d'observer x cas ou
plus
0 14,957% 100%
1 28,418% 85,043%
2 26,997% 56,625%
3 17,098% 29,628%
4 8,122% 12,529%
5 3,086% 4,408%
6 0,977% 1,321%
7 0,265% 0,344%
8 0,063% 0,079%
9 0,013% 0,016%
10 0,003% 0,003%
Figure 10. Probabilité d'observer des leucémies suivant une loi dePoisson de moyenne 1,9
(correspondant à l'incidence de base dérivée de la moyenne française appliquée aucanton de Beaumont-Hague sur la période 1978-1996, pour les individus âgésde 0 à 24 ans)
Le risque associé aux installations nucléaires
L’évaluation du nombre de leucémies attribuables à l’exposition ex-utero durant l’enfance
due aux rejets des installations nucléaires du Nord-Cotentin est de 0,0014 cas en moyenne
59
pour l’ensemble de la cohorte et de la période d’observation, valeur que l’on peut
également comparer aux 4 cas observés. L’application d’une loi de Poisson à cette valeur
moyenne (voir Figure 11) permet d’estimer à 1,4 pour mille (0,14%) la probabilité
d’observer sur cette même période au moins un cas attribuable aux installations nucléaires
du Nord-Cotentin (la probabilité d’observer au moins deux cas est de l’ordre d'un pour
un million). Par ailleurs, le risque moyen de leucémie de chaque individu de la cohorte au
cours de cette période pouvant être attribué aux expositions ex utero liées aux rejets de
routine des installations nucléaires locales est extrêmement faible, puisqu'il est égal
environ à 1 pour 100 millions par année d’exposition. Cette valeur correspond au risque
de survenue des leucémies rapportée au nombre de personnes-années.
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
100%
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Probabilité de survenue de x cas exactement
Probabilité de survenue de x cas ou plus
Nombre de cas x Probabil ité de survenue de x cas
exactement
Probabil ité de survenue de x cas
ou plus
0 9,99 10-1 1
1 1,40 10-3 1,40 10-3
2 9,79 10-7 9,79 10-7
3 4,57 10-10 4,57 10-10
4 1,60 10-13 1,60 10-13
5 4,48 10-17 4,48 10-17
Figure 11. Probabilité de survenue de leucémies suivant une loi dePoisson de moyenne 0,0014
(correspondant à l'estimation du nombre de cas de leucémies attribuables àl'exposition ex utero aux rejets des installations nucléaires dans le canton deBeaumont-Hague sur la période 1978-1996, pour les individus âgés de 0 à 24 ans)
60
Le risque associé à l’ensemble des expositions
L’évaluation du nombre de leucémies attribuables à l'ensemble des expositions ex utero
aux rayonnements ionisants durant l’enfance (irradiation naturelle, exposition médicale,
retombées des essais atomiques et de l’accident de Tchernobyl, rejets des installations
nucléaires) est de l’ordre de 0,835 cas, soit près du quart du nombre de cas observés. Ce
risque est attribuable pour plus de 99 % aux sources autres que les rejets des installations
nucléaires, dont près de 75% dus à la radioactivité naturelle, 24% à l'exposition médicale
et de l'ordre de 1% pour les retombées des essais nucléaires et de la catastrophe de
Tchernobyl. L’application d’une loi de Poisson au nombre de leucémies attribuables à
l'ensemble des expositions ex utero aux rayonnements ionisants permet d’estimer
respectivement à 57 %, 20 % et 5 % la probabilité d’observer sur cette même période au
moins 1, 2 et 3 cas attribuables à l'ensemble des sources (voir Figure 12). Sur cette base,
on ne peut donc pas rejeter l’hypothèse que parmi les 4 leucémies observées certaines
puissent être dues à l'irradiation naturelle et à l'exposition médicale. Le risque individuel
moyen au sein de la cohorte correspondant à ces sources d’exposition est de l’ordre de
1 pour 100 000 par personne et par année.
61
0%
20%
40%
60%
80%
100%
120%
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Probabilité de survenue de x cas exactement
Probabilité de survenue de x cas ou plus
Nombre de cas x Probabil ité de survenue de x cas
exactement
Probabil ité de survenue de x
cas ou plus
0 4.34E-01 1
1 3.62E-01 5.66E-01
2 1.51E-01 2.04E-01
3 4.21E-02 5.26E-02
4 8.79E-03 1.05E-02
5 1.47E-03 1.70E-03
6 2.04E-04 2.31E-04
7 2.44E-05 2.72E-05
8 2.54E-06 2.80E-06
9 2.36E-07 2.56E-07
10 1.97E-08 1.98E-08
Figure 12. Probabilité de survenue de leucémies suivant une loi dePoisson de moyenne 0,835
(correspondant à l'estimation du nombre de cas de leucémies attribuables à l'ensembledes sources d'exposition ex utero aux rayonnements ionisants dans le canton deBeaumont-Hague sur la période 1978-1996, pour les individus âgés de 0 à 24 ans)
62
3 .4 . Les conclusions et les recommandations du GRNC
Sur la base de l'ensemble des résultats présentés ci-dessus, le GRNC a finalement
formulé les principales conclusions suivantes [9] :
"Des études épidémiologiques ont montré que le nombre total de cas de leucémies attendu
dans le canton de Beaumont-Hague de 1978 à 1996 serait de l'ordre de deux si le taux de
survenue de cette maladie était le même que celui observé au niveau national. Quatre cas
ont été observés. Cette différence n'est cependant pas statistiquement significative.
La reconstitution des expositions résultant des installations nucléaires, telle qu'elle a été
réalisée par le Groupe Radioécologie Nord-Cotentin, aboutit à un nombre calculé de
0,0014 cas radio-induit de leucémie3 sur la période 1978-1996. Ce nombre est faible en
regard de l’incidence de leucémie observée par les études épidémiologiques récentes.
Cependant, ce résultat est une estimation moyenne et il convient de souligner à ce stade
que les marges d’incertitude n’ont pas été quantifiées. Du fait de cette réserve, certains
membres du groupe considèrent ne pas pouvoir à ce stade conclure qu’il est peu probable
que les rejets des INB contribuent à l’incidence de leucémie observée dans le canton de
Beaumont-Hague.
Les résultats obtenus sont comparables à ceux d'études semblables réalisées en Grande-
Bretagne autour des usines de retraitement de Dounreay et de Sellafield. La conclusion
des études britanniques était que les rejets des installations nucléaires ne peuvent expliquer
le nombre de cas de leucémies observées."
De façon plus générale, le GRNC a conclu que "l’ensemble des travaux réalisés -
épidémiologiques et radioécologiques - ne semble pas pouvoir expliquer l’incidence de
leucémies relativement élevée observée, sans pour autant remettre en cause l’hypothèse de
travail retenue qui est celle d’une relation dose / effet sans seuil, c’est-à-dire qu’aux
faibles doses correspondrait un risque faible et non un risque nul. Ces travaux conduisent
cependant à recommander en priorité une étude plus approfondie des expositions
3 A ce risque s'ajoute la contribution de l'exposition in utero calculée uniquement pour les rejets
de routine des INB et qui atteint 0,0003 cas.
63
d’origine médicale et naturelle dans le Nord-Cotentin et, en tout état de cause, comme le
prévoit la réglementation, de limiter autant que faire se peut les expositions de la
population quelles que soient les sources considérées".
Sur la base de ses travaux, le GRNC a été amené à proposer une série de
recommandations en vue à la fois d'approfondir certains aspects de l'évaluation des
expositions et des risques pour la population du canton de Beaumont-Hague et aussi de
façon plus générale de tirer les enseignements de cette expérience pour le suivi des
expositions aux rayonnements ionisants pour diverses populations. Les principales
recommandations sont présentées succinctement ci-après.
Sources d'exposition autres que les installations nucléaires
"Ces sources d'exposition devraient faire l’objet, au niveau local, d’études rétrospectives
plus approfondies sur les analyses médicales chez les jeunes et les femmes enceintes. Il
serait également important d'élargir le champ de l'expertise à la prise en compte d'autres
sources de pollution (pollution chimique, ...) et à leur éventuelle synergie avec les effets
des rayonnements ionisants."
Etude d'incertitude
"Dans le domaine marin des études d'incertitude sur l'effet de la variabilité de l'ensemble
des données utilisées, notamment sur la variabilité des mesures, ont été réalisées mais
n'ont pas été exploitées pour le calcul de dose. Il faut souligner qu'une étude d'incertitude
globale n'a pas été faite dans les travaux semblables réalisés en Grande-Bretagne. Une
telle étude pourrait être réalisée ultérieurement (pour le canton de Beaumont-Hague -
ndlr).
Surveillance
"Le groupe a utilisé largement les résultats de mesure de la surveillance de
l’environnement mais a constaté le besoin de mesures plus spécifiques pour certains
radionucléides et avec des limites de détection plus basses pour mieux apprécier dans le
futur les niveaux de l’exposition des populations…
Enfin, il conviendra de définir un cadre de collaboration des différents laboratoires qui ont
contribué à constituer la base de données des mesures dans l'environnement afin de
64
poursuivre la mise à jour de cette base et de l'élargir à des indicateurs qui n'ont pas été
pris en compte."
Expertise pluraliste
"Il conviendra ultérieurement de s'interroger, à la lumière des réactions de ces différentes
composantes (les membres du GRNC - ndlr), sur la contribution d'une telle expertise
dans le processus d'analyse des dossiers d'impact dans d'autres situations."
3 .5 . Comparaison des résultats du GRNC avec ceux de COMARE
A titre de comparaison, même si de nombreuses différences sont à souligner, il est
intéressant de rappeler les résultats obtenus dans l'étude COMARE concernant la
population des jeunes de 0 à 24 ans vivant à proximité des installations de Sellafield au
Royaume-Uni (usines de BNFL, Seascale - région West Cumbria), dont la dernière
réévaluation a été publiée en 1996.
Cette évaluation concerne les populations exposées entre 1945 et 1992 et comprend un
effectif de 1348 personnes. Les principaux résultats obtenus en termes de doses ex utero
et in utero délivrées à la moelle osseuse et de risque de leucémies attribuables à
l'exposition aux rayonnements ionisants sont présentés dans le Tableau 12.
Tableau 12. Résultats de l'étude COMARE pour les populations vivantautour de l'installation de Sellafield
Sources d'exposition Dose collective délivréeà la moelle osseuse
(homme.sievert)
Nombre de cas deleucémies radio-
induites
Installations nucléaires* 4,1 0,04
Sources naturelles 39 0,36
Sources médicales 3,1 0,02
Essais nucléaires et accident deTchernobyl
2,2 0,03
Total (arrondi) 48,5 0,45
* Parmi les rejets des installations nucléaires, l'usine de retraitement contribue pour2,39 homme.sievert, et l'incendie de Windscale pour 0,917 homme.sievert.
65
Sur cette base, le comité COMARE concluait que l'estimation des expositions aux
rayonnements ionisants de la population de Seascale était beaucoup trop faible pour
expliquer le nombre de cas de leucémies observés parmi les jeunes durant la période
considérée pour l'étude. Compte tenu du nombre de cas de leucémies observés (12 cas) et
des doses estimées pour cette population, le comité a estimé que les doses reçues étaient
environ 25 fois trop faibles pour expliquer les cas observés.
Une comparaison directe avec les résultats obtenus par le GRNC est délicate, notamment
compte tenu des différences en termes de taille de la population et de durée du suivi des
expositions ainsi que des différences quant aux modèles utilisés, aux habitudes de vie ou
encore à l'importance des rejets en mer (plus grande dans le passé pour Sellafield que
pour l’usine de retraitement COGEMA de La Hague). Cependant, afin de mettre en
perspective les résultats du GRNC avec ceux de COMARE, les expositions et les risques
pour les rejets de routine ont été rapportés à 100 000 personnes-années (voir Tableau 13).
Cette analyse fait apparaître que les risques estimés pour la cohorte de Seascale sont
environ 40 fois plus élevés que ceux estimés pour la cohorte du canton de Beaumont-
Hague.
Tableau 13. Comparaison des études COMARE et GRNC(uniquement pour les rejets de routine)
Seascale(Sellafield) [15]
Beaumont-Hague [9]
Période 1945-92 1966-96
Effectif 1348 6656
Personnes-années ≈ 25300 94296
Dose collective (in utero et ex utero) due auxrejets de routine
2,39 h.Sv 0,32 h.Sv
Dose collective pour 100 000 personnes-années (in utero et ex utero) due aux rejetsde routine
9,45 h.Sv 0,34 h.Sv
Nombre de cas radio-induits estimés au seinde la cohorte
0,020 0,0012
Risque de leucémie pour 100 000personnes-années
0,079 0,002
66
Tout en gardant à l'esprit ces différences, il est intéressant de mettre en regard les
contributions des différentes sources d'exposition au risque de leucémies attribuables aux
rayonnements ionisants pour les deux études (voir Tableau 14).
Tableau 14. Contribution en pourcentage du risque de leucémiesattribuable aux rayonnements ionisants (valeurs arrondies)
Sources d'exposition Seascale
COMARE1
Beaumont-Hague
GRNC2
Installations nucléaires 9 % 0,2 %
Sources naturelles 80 % 74,5 %
Sources médicales 6 % 24,1 %
Essais nucléaires et accident de
Tchernobyl
5 % 1,2 %
1 Comprenant les expositions ex utero et in utero2 Comprenant uniquement les expositions ex utero
Bien que ces deux évaluations (COMARE et GRNC) ne recouvrent pas exactement les
mêmes types d'exposition et que les chiffres présentés dans ce tableau soient à utiliser
avec précaution, des différences notables entre ces deux évaluations apparaissent :
- des différences quant aux modalités d'exposition pour les rejets des installations qui
proviennent de différences en termes de rejets, d'habitudes de vie et de modèles ;
- des différences en ce qui concerne les expositions d'origine médicale dont la
contribution est beaucoup plus faible dans l'étude du GRNC que dans l'étude
COMARE.
On peut cependant noter que l'on observe une relative concordance quant à l'importance
des sources d'expositions naturelles.
67
4 . LES PERSPECTIVES OUVERTES PAR L’EXPERIENCE DU
GRNC
4.1 . Le point de vue des experts du mouvement associatif
Avant d’aborder les enseignements susceptibles d’être tirés du processus mis en place par
le GRNC, il est apparu important d’interroger, après coup, les experts du mouvement
associatif ayant participé aux travaux du groupe afin de mieux comprendre comment, de
leur point de vue, ils jugeaient la façon dont s’était déroulé ce processus et les leçons
qu’ils en retiraient pour l’avenir. En effet, le fait que ces experts aient souhaité faire
apparaître explicitement certaines réserves au niveau des conclusions finales mettait
clairement en évidence des différences d’appréciation quant à l’interprétation à donner aux
résultats et, au-delà, à la démarche adoptée par le groupe. Des entretiens individuels ont
d’abord été organisés avec Madame SENE du GSIEN et Monsieur BARBEY de l’ACRO
qui ont participé directement aux travaux du GRNC. Un interview de Monsieur
DESBORDES, Président de la CRII-RAD a été ensuite réalisé afin de recueillir la position
de cette association qui, bien qu’ayant participé aux travaux du GRNC, n’a pas souhaité
s’associer à ses conclusions.
4.1.1. Le point de vue de Madame SENE
Madame Monique SENE du GSIEN considère que la composition élargie du Groupe
Radioécologie Nord-Cotentin a été un apport pour la richesse des débats et qu’il faut
essayer d’étendre ce type de démarche dans d’autres contextes relatifs au nucléaire, mais
aussi dans d’autres domaines d’expertise concernant les risques pour la santé et
l’environnement. Cependant, elle souligne que pour gagner en efficacité l'expertise dite
indépendante, c’est-à-dire qui ne dépend ni des industriels, ni des instances de contrôle,
doit être en mesure de disposer de moyens humains et financiers pour assumer une telle
tâche. En d’autres termes il faut envisager, si d’autres expériences similaires se
développent dans l’avenir, un soutien financier direct des experts ou des associations qui
y participeraient.
Cela étant précisé, du point de vue des résultats du GRNC, Madame SENE pense qu'il
existe encore beaucoup d’incertitudes quant à divers calculs réalisés par les groupes de
travail. Parmi ces incertitudes, elle mentionne, entre autres :
- la validité des modèles retenus pour la dispersion des radionucléides dans
l'environnement. A ce sujet elle s’interroge sur l’existence possible d'autres modèles
68
que ceux qui ont été retenus et également sur le fait de savoir si ces derniers étaient les
mieux adaptés à la situation. Y a-t-il des développements en cours concernant la
modélisation de la dispersion dans l'environnement qui pourraient donner lieu dans
les prochaines années à de nouveaux modèles plus adaptés ? Dans ce cas, il
conviendrait à ses yeux de maintenir une veille scientifique et de procéder dès que
possible à de nouvelles évaluations. Cette forme de vigilance lui paraît être un point
essentiel de toute démarche scientifique rigoureuse et responsable.
- l'identification des différentes causes de leucémies. Si l’étude permet d’apporter des
éléments de réponse à l’interrogation soulevée par le Professeur VIEL par rapport aux
rayonnements ionisants, elle laisse complètement de côté d’autres causes éventuelles.
Il conviendrait donc, après cette première investigation, d'explorer l'ensemble des
autres causes possibles à l’origine des leucémies constatées dans la région.
Compte tenu de ces limitations, Madame SENE souligne l'intérêt qu’il y aurait à
poursuivre la recherche sur le plan scientifique afin de mieux appréhender d’une part, les
risques associés à l'exposition aux rayonnements ionisants et, d’autres part, la
contribution éventuelles d’autres facteurs de risque. Pour ces diverses raisons, les
résultats du GRNC doivent donc être considérés avec prudence et présentés en précisant
qu’ils ne font que refléter l'état des connaissances actuelles, ces dernières pouvant évoluer
rapidement. Elle souligne également que les travaux du GRNC ont permis de constituer
un inventaire relativement exhaustif de la situation dans le Nord-Cotentin (y compris celui
des cancers), qu'il convient maintenant d'exploiter et de pérenniser pour assurer un
véritable suivi de la santé des populations et des travailleurs.
Par ailleurs, l'expérience du GRNC a montré de son point de vue l'intérêt de mettre en
place un nouveau dispositif de régulation pour le suivi des rejets des installations
nucléaires dans l'environnement. Ce contrôle réglementaire autour des installations
nucléaires devrait permettre une participation accrue, crédible et durable du citoyen,
notamment par l'implication d'une expertise pluraliste au processus d'évaluation et de
contrôle de ces installations. Cette démarche serait de nature à favoriser la confiance dans
l’ensemble du processus d'évaluation et de contrôle qui jusqu’à présent reposait
essentiellement sur la confiance accordée aux pouvoirs publics à travers ses organismes
de contrôle. A son avis, pour fonctionner correctement, un tel processus doit instaurer un
véritable dialogue entre les différents acteurs en acceptant que toutes les questions de toute
nature puissent être posées et que des réponses y soient apportées. A ce niveau, il lui
paraît indispensable que les exploitants et les pouvoirs publics mettent toute l’information
69
disponible à disposition des experts indépendants afin que ces derniers puissent exercer
leur rôle d’examen critique et étayer ainsi leur questionnement. Madame SENE regrette
que trop souvent encore, dans les processus d’implications d’experts indépendants, les
informations ne soient transmises qu’en réponse à des questions de ces experts et non
comme un préalable à l’engagement du processus. Il faut également que le processus
d’évaluation pluraliste permette de ré-interroger de façon régulière les évaluations
effectuées en adoptant des règles claires comme par exemple une périodicité définie en
fonction des principales étapes de la vie des installations ou à l'occasion d' événements
particuliers. Dans cette approche, il lui paraît important de conserver une vigilance
particulière par rapport aux rejets futurs.
Enfin, Madame SENE, mentionne les difficultés que soulève, au sein même des
associations qui accueillent des experts indépendants, leur participation dans des
expériences du type de celle du GRNC. En effet, elle pense qu’il est important de garder à
l’esprit, mais aussi de faire comprendre aux membres du mouvement associatif que :
- Participer aux travaux d'un groupe ne signifie pas adhérer à l'ensemble des travaux du
groupe et, notamment, qu’il est toujours possible, à la sortie du processus de
participation, de pouvoir exprimer son point de vue. C’est d’ailleurs ce qu’elle-même
à fait dans le cadre du GRNC.
- Interroger de façon critique les évaluations effectuées et les résultats obtenus dans un
processus d’évaluation pluraliste ne signifie pas forcément un désaccord avec le
groupe et une déqualification du travail effectué.
De son point de vue, elle considère qu'il est important pour les experts indépendants de
pouvoir participer à des travaux du type GRNC pour pouvoir poser des questions, même
si elles sont dérangeantes, et obtenir toutes les informations disponibles. C’est à ce prix
que se construit la confiance dans les processus de contrôle. Elle pense également que la
participation d'une expertise pluraliste dans des travaux d'évaluation comme ceux du
GRNC permet de transformer progressivement le système de contrôle et de surveillance
des installations nucléaires pour le rendre plus ouvert.
4.1.2. Le point de vue de Monsieur BARBEY
Pour Monsieur BARBEY de l’ACRO, la constitution du GRNC a apporté une
reconnaissance partielle du mouvement associatif et de son rôle dans l'évaluation des
70
risques et le contrôle des rejets des installations nucléaires. Il souligne cependant que,
dans le cas du GRNC, cette participation ne s'est faite qu’au titre de l’expertise des
membres qui ont été invités à participer au processus et qu’à ce titre, les associations
n’avaient pas un rôle officiel. Cette situation n’est pas sans poser quelques difficultés
pour les experts participants par rapport aux membres des associations qui ne sont pas
directement impliqués.
Globalement, Monsieur BARBEY considère que le premier objectif de sa participation
aux travaux du GRNC à savoir : « l'ouverture des boîtes noires » a été atteint. En effet
sa participation, en tant qu’expert scientifique du mouvement associatif, se justifiait à ses
yeux essentiellement par le souci de connaître et de comprendre l’ensemble des modèles
de dispersion et d'exposition utilisés par les exploitants et les pouvoirs publics dans les
procédures d’évaluation et d’autorisation relatives aux rejets radioactifs des installations
nucléaires. Compte tenu des objectifs de l'ACRO, il est en effet indispensable de bien
maîtriser ces procédures. Au-delà des « boîtes noires », c'est également de l'information
sur les rejets qu'il venait chercher en intégrant le GRNC. Dans cette perspective, il
considère qu'il a obtenu satisfaction et il note qu’à l’occasion de la démarche du GRNC,
des progrès incontestables ont été réalisés par les exploitants et les experts institutionnels
en matière de partage de l’information et de l’expertise.
Sur le plan de son implication personnelle dans les groupes de travail du GRNC,
Monsieur BARBEY a eu l'impression d'avoir été en partie écouté, mais il regrette
cependant de n’avoir pas été suivi sur un certain nombre de points qu’il considérait
comme très importants et qui n’ont pas vraiment retenu l’attention des autres membres du
groupe. Il considère néanmoins que sa participation a permis notamment de contribuer à
une meilleure définition des groupes de référence susceptibles d'être les plus exposés, en
prenant davantage en considération les pratiques locales qui peuvent influer
significativement sur les expositions. Il a apprécié également le fait que la Présidente du
groupe ait toujours pris la précaution de rappeler que l'objectif n'était pas d'aboutir à une
position unanime ni même consensuelle, mais était de mettre en commun toutes les
informations et les interrogations des différents participants et de produire des textes dans
lesquels les divergences éventuelles et les raisons de ces divergences apparaissaient
clairement. Cette approche constitue à ses yeux la garantie nécessaire pour une réelle
implication du mouvement associatif dans ce type de démarche.
Monsieur BARBEY souligne cependant que la présence du mouvement associatif dans le
GRNC ne doit pas masquer l’important déséquilibre qui a prévalu tout au long du
71
processus entre les différents groupes d’acteurs en termes de moyens matériels, de
potentiel humain, d’outils d’évaluation et même d’expérience dans un domaine
traditionnellement réservé aux opérateurs et aux milieux institutionnels. De ce point de
vue, il considère que le bénévolat qui caractérise la démarche associative touche à ses
limites et qu’il convient d’engager une réflexion sur la façon dont pourrait s’organiser
l’implication active de l’expertise associative à l’occasion de prochaines démarches
similaires. Le manque de moyens et de soutien reste, pour lui, une des raisons principales
de l’attitude de réserve que le milieu associatif doit conserver vis-à-vis d’expériences du
type de celle du GRNC.
Sur le plan de la démarche dévaluation, Monsieur BARBEY considère qu’en matière de
risque radiologique, compte tenu des incertitudes qui demeurent quant à l’impact sanitaire
réel des rayonnements, en particulier à faibles niveaux d’exposition, il convient dans toute
évaluation d’impact sanitaire d’adopter une approche « enveloppe » (conservatrice) car
en l’absence de la mesure précise de l’incertitude liée aux calculs dits “réalistes”, seule une
telle démarche “enveloppe” garantit que les résultats finaux incluent la vraie valeur de
l’impact. Pour lui, il importe de souligner, par ces réserves, les incertitudes qui existent
sur le calcul du risque et donc les limites de l’exercice du GRNC afin d’éviter toute
conclusion tranchée et définitive. La difficulté qui existe pour établir une relation de cause
à effet dans le cas des leucémies du Nord-Cotentin ne constitue pas pour autant la preuve
de l’absence de cette relation causale. Monsieur BARBEY mentionne également que le fait
de chercher à comprendre les calculs et d'être d'accord sur les modèles utilisés ne signifie
pas forcément une acceptation des résultats auxquels ils aboutissent dès lors que les
incertitudes n'ont pas été évaluées. De plus, Monsieur BARBEY considère qu'il reste tout
à fait possible que le groupe soit passé à côté d'une donnée importante qui aurait été
susceptible de modifier significativement les résultats de l'étude.
Sur un plan plus général, parler de l'expertise pluraliste comme un élément de la
construction de la confiance sociale ne va pas de soi. La présence du mouvement
associatif dans les processus d’évaluation concernant l’impact des rejets des installations
nucléaires ne signifie pas du tout que le mouvement associatif accepte ces rejets. Il ne faut
pas que le terme de confiance sociale, qui est un terme devenu à la mode depuis un certain
temps, masque la réalité des antagonismes et soit assimilé à l'acceptation pure et simple
des situations qui sont concernées. Ce point est pour lui très important et il en veut pour
preuve la difficulté qu’il a pu lui-même rencontrer, au sein de l’ACRO, du fait de sa
participation en tant qu’expert aux travaux du GRNC. Participer ne signifie en aucun cas
collaborer et a fortiori accepter les rejets. L’implication active dans les travaux du GRNC
72
ne signifie pas non plus une participation à la co-gestion du risque. Il s'agit davantage de
la mise en place d'une concertation sur les impacts des rejets des installations nucléaires
incluant des confrontations publiques sur l'évaluation du risque. Du point de vue du
mouvement associatif, l'objectif primordial reste de maintenir la vigilance par rapport aux
rejets des installations.
4.1.3. Le point de vue de Monsieur DESBORDES
Contrairement aux autres experts du mouvement associatif, l’expert de la CRII-RAD n’a
pas souhaité être associé aux conclusions du GRNC4. Néanmoins, Monsieur
DESBORDES, Président de la CRII-RAD, a répondu favorablement à la demande
d’entretien qui lui a été proposée afin de partager son opinion sur la démarche. N’ayant
pas participé directement à l'ensemble des travaux du GRNC, mais ayant suivi de près ses
divers développements, ses propos ont essentiellement porté sur les enseignements
généraux que l’on pouvait tirer de cette expérience.
Tout d'abord, Monsieur DESBORDES explique que la CRII-RAD considère qu'il y a eu
un excès de précipitation lors de l'élaboration des conclusions des travaux du GRNC ce
qui n'a pas permis d'aplanir les divergences de fond. Dès lors, la CRII-RAD ne pouvait
que se dissocier du document de synthèse. Du fait d’événements indépendants de leur
volonté et compte tenu des délais imposés par la Présidente du GNRC, les experts de
l’association considèrent qu'ils n’ont pas eu suffisamment de temps pour analyser et
discuter les conclusions du GRNC. Dans ces conditions, ils ont donc préféré s’abstenir
de contribuer aux conclusions. Au passage, Monsieur DESBORDES considère que
l'expérience du GRNC devrait être qualifiée de plurielle plutôt que de pluraliste, dans la
mesure où les moyens qui étaient à la disposition des différents participants n'étaient pas
de même nature et en tout état de cause très disproportionnés, ce qui, de son point de vue,
ne permet pas d’assurer le caractère pluraliste à l’expertise. Il souligne que les moyens
disponibles n'ont pas été répartis de façon égale entre les différents acteurs et que, de
plus, seuls quelques experts du mouvement associatif ont pu participer au GRNC qui de
ce fait n'étaient pas vraiment représentatifs de l'ensemble de ce mouvement.
Ceci étant précisé, Monsieur DESBORDES considère que malgré les conclusions retenues
par le GRNC, globalement les résultats ne sont pas vraiment rassurants pour les
4 Voir note de synthèse 99-26 : "Bilan de la participation de la CRII-RAD aux travaux du Groupe
Radioécologie Nord-Cotentin", publiée en janvier 2000 (Responsable d'étude : BrunoCHAREYRON).
73
populations concernées, dans la mesure où les incertitudes associées aux différentes
étapes du calcul n'ont pas été évaluées. Il estime que l’évaluation est loin d’être complète
et il souhaite que les limites concernant les résultats soient davantage mises en évidence au
niveau de la communication des membres du GRNC, en attendant de réaliser une analyse
plus approfondie des incertitudes qu’il appelle de ses vœux.
Monsieur DESBORDES souligne également que la limitation de l'étude à la dose à la
moelle osseuse et du risque de leucémie associé n'a pas permis d'explorer l'ensemble des
interrogations associées aux effets potentiels de l'exposition aux rayonnements ionisants
sur la santé. De même, il regrette que la question de la synergie avec d'autres toxiques
n'ait pas été abordée. Il s’agit pour lui d’une approche partielle qui n’apporte pas de
réponses très convaincantes aux interrogations initiales. Il lui paraît indispensable
d'élargir l'analyse et notamment d'explorer les autres causes potentielles pour
l'occurrence des leucémies avant de tirer toute conclusion sur l’innocuité des rejets des
installations. Dans cette perspective, il lui semble nécessaire que des évaluations
complémentaires soient réalisées avec une implication de médecins experts dans le groupe
plénier.
Pour Monsieur DESBORDES, les conclusions adoptées par le groupe plénier sont trop
affirmatives compte tenu des incertitudes qui demeurent. Par ailleurs, il regrette que les
résultats de l'étude n'aient pas conduit à un débat sur l'option "rejets zéro" dans la
perspective de la mise en œuvre de la convention OSPAR à laquelle la France a adhéré au
plan international. Il précise qu’il s’agit d’un objectif à moyen terme qui doit être discuté
dès à présent afin de déterminer le meilleur "chemin" qui permettra de l'atteindre dans un
avenir pas trop éloigné. De ce point de vue, il considère qu'il convient de mener une
réflexion sur la légitimité des rejets dans l'environnement. Même si les rejets actuels sont
légaux dans la mesure où ils respectent les autorisations de rejets accordées pour
l'exploitation des installations en question, il pense que sur le long terme, la légitimité de
ces rejets doit être interrogée. Il pense en effet que compte tenu d’une part, des
phénomènes d’accumulation et de transferts qui sont loin d’être vraiment maîtrisés sur le
plan des connaissances et, d’autre part, de l’impossibilité de prédire les usages de
l’environnement par les générations futures, il convient d’être prudent et donc de réduire
au maximum toute forme de rejets qu’ils soient d’ailleurs radioactifs ou d’autres natures.
Les rejets dans l'environnement deviendront dans les années à venir de plus en plus
inacceptables et il faut donc dès maintenant se fixer comme objectif de tendre vers le rejet
zéro en se fixant une échéance réaliste.
74
Monsieur DESBORDES estime que la mission du GRNC est restée trop limitée dans la
mesure où l'approche s'est focalisée sur les expositions pour l'homme « ici et
maintenant ». Il n'y a pas eu de véritable prise en compte de l'environnement en tant que
tel, c'est-à-dire que le devenir de cet environnement et de son utilisation dans le futur
n'ont pas été considérés. Notamment, il n'y a pas eu de réflexion sur de nombreux
compartiments de l'environnement qui ne sont pas utilisés par l’homme pour le moment,
mais qui sont susceptibles de l’être dans un avenir plus ou moins lointain. Il précise que
c’est dans cette perspective que la CRII-RAD, dans le cadre du mouvement associatif,
souhaite inscrire son action à venir, non pas dans un positionnement pour ou contre
l'utilisation de l'énergie nucléaire, mais dans une attitude de précaution et de grande
vigilance par rapport aux rejets des installations nucléaires.
4 .2 . Le point de vue du Collectif des "Mères en Colère"
La création du Collectif des "Mères en Colère" dès février 1997, juste après la parution de
la seconde étude du Professeur VIEL, a joué un rôle important dans la dynamique qui a
conduit à la mise en place du Comité SOULEAU, puis ensuite du GRNC. Bien que le
Collectif n’ait pas participé directement au GRNC, des contacts assez réguliers eurent lieu
au niveau de la Présidente Annie SUGIER qui a tenu tout au long du processus à informer
le Collectif sur les développements des travaux. C’est à la demande de cette dernière
qu’une rencontre a été organisée avec des représentantes du Collectif afin de recueillir
leurs sentiments à la suite de la publication des résultats en juillet 1999.
Pour le Collectif des "Mères en Colère", la mise en place du GRNC a constitué une étape
importante dans le processus d'information sur les rejets des installations nucléaires du
Nord-Cotentin qu’elles appelaient de leurs vœux au moment de la création du Collectif.
Dans cette perspective, les travaux du GRNC leur ont apporté des premiers éléments de
réponse et les résultats quant au risque de leucémie ont été accueillis avec un certain
soulagement car l’inquiétude parmi la population, et en particulier les familles ayant des
jeunes enfants, était bien réelle. Cependant, l’évaluation du GRNC est loin de répondre à
toutes les interrogations qui ont émergé au sein du Collectif au fur et à mesure de
l’évolution des travaux du GRNC qui ont été suivis avec beaucoup d’attention. Le
Collectif estime que si l’on peut pour le moment écarter l’hypothèse d’une relation directe
entre les quatre leucémies observées dans le canton et les rejets des installations, les
travaux du GRNC n’apportent aucun éclairage sur la possibilité d’autres effets sanitaires
associés aux rayonnements que les seules leucémies. Par ailleurs, le Collectif considère
que des doutes subsistent, que les incertitudes n’ont pas été évaluées et donc qu’il faut
75
continuer les investigations pour les autres facteurs de risque potentiel et en particulier les
rejets chimiques qui n’ont pas été pris en compte par le GRNC.
Au-delà de l’interprétation des résultats, le Collectif souligne que la démarche du GRNC a
permis de dépasser une situation qui était bloquée sur le plan de l’information, cette
dernière étant uniquement destinée aux initiés et interprétables par ces derniers. Les
membres du Collectif des "Mères en Colère" ont le sentiment d’avoir été pris au sérieux
dans leur volonté de comprendre et de pouvoir obtenir une information indépendante,
crédible et claire, ce qui n’avait jamais été le cas auparavant. Le fait que la Présidente du
GRNC soit venue leur présenter les résultats avant de les rendre public a été ressenti par le
Collectif comme une marque de respect qui a été appréciée. C’était en effet la première
fois qu'une personnalité scientifique acceptait de passer le temps nécessaire à expliquer les
résultats et à répondre à toutes les questions. Le Collectif souhaite pérenniser cette
démarche et envisage d’engager des actions dans l’avenir qui lui permettront de maintenir
le contact et le dialogue avec les scientifiques. Elles souhaitent également que le type
d’approche qui a été développé dans le cadre du GRNC puisse être appliqué à d'autres
activités industrielles.
La présence d’experts indépendants dans le GRNC, et en particulier d’experts du
mouvement associatif local, a été un facteur de réassurance quant à la qualité et la
crédibilité des travaux du GRNC. La démarche du GRNC de ce point de vue constitue un
espoir quant à l'ouverture et l'indépendance du processus d'information sur les risques
associés aux rejets des installations nucléaires de la région. Néanmoins, le Collectif
considère que l’implication des associations locales ne peut pas se substituer à l’action du
Collectif qui n’est pas de même nature. La présence d’experts connaissant bien la région
n’est pas un gage automatique de la crédibilité des résultats et de ce point de vue le
Collectif revendique une indépendance totale tant par rapport aux exploitants qu'aux
mouvements associatifs et politiques et souhaite garder une entière autonomie d’action
dans l’avenir.
L’expérience du GRNC a permis « d’ouvrir un processus » au niveau local qu’il
convient désormais de poursuivre. C’est dans cette logique que le Collectif veut continuer
à exister afin d’être tenu informé régulièrement sur la vie des installations nucléaires de la
région et en particulier l’usine COGEMA de La Hague. Le Collectif considère que les
doutes et les réserves qui ont été émises par le mouvement associatif doivent rester
présents à l’esprit et impliquent de ne pas relâcher la vigilance.
76
Concrètement, les membres du Collectif des "Mères en Colère" ont décidé de poursuivre
« à leur manière » les travaux du GRNC pour comprendre ce qui se passe dans leur
environnement direct et quotidien. C’est pour ces mères à ce prix qu’elles pourront
trouver une certaine forme de quiétude. Dans cette optique, le Collectif des "Mères en
Colère" s’est engagé dans l’organisation d’un rassemblement international de laboratoires
radiologiques mobiles à l’automne 2000. Ce rassemblement a été conçu pour « compléter
les informations sur les rejets de routine des installations nucléaires dans le Cotentin, ainsi
que la radioactivité naturelle du massif granitique par la réalisation de mesures sur des
lieux désignés par les habitants intéressés par cette démarche. Il s’agit dans l’esprit du
Collectif des "Mères en Colère" de prolonger et d’enrichir les travaux du GRNC en
contribuant à l’implication directe de la population ».
4 .3 . Quels enseignements tirer du GRNC ?
Avant d’aborder les enseignements susceptibles d’être tirés du processus mis en place par
le GRNC, il est important de souligner les éléments qui en font la spécificité.
Il convient tout d’abord de rappeler que le groupe a commencé ses travaux dans un
contexte de forte inquiétude suscitée par la publication des travaux du Professeur VIEL.
La controverse sur l’existence d’un excès de leucémie et son attribution éventuelle au
fonctionnement des installations nucléaires a rapidement pris une dimension nationale.
Dans la polémique qui s’est alors développée, les arguments techniques apportés par les
différents groupes d’experts épidémiologistes ont essentiellement porté sur la
méthodologie adoptée par le Professeur VIEL et sur la formulation de la conclusion de
son étude quant à la possible relation de cause à effet entre la radioactivité et le
développement de leucémies dans la population des jeunes de moins de 25 ans. Il en est
résulté une crise de confiance grave et une inquiétude réelle portant à la fois sur le risque
sanitaire mais également sur l’incidence socio-économique de cette situation au plan
régional. Le fait que la controverse se soit d’emblée située au plan du risque sanitaire a
rendu inopérantes les tentatives de réassurance des populations basées sur la référence au
système de contrôle de la conformité réglementaire des rejets qui existe depuis l’origine de
l’exploitation des installations.
Ce système, centré sur les mesures de rejets et les mesures d’environnement afférentes,
ne permettait pas d’apporter une preuve convaincante que les doses associées à ces rejets
ne pouvaient être à l’origine de l’éventuel excès de leucémies mis en évidence par l’étude
77
épidémiologique du Professeur VIEL. L’expérience du GRNC revêt donc un caractère
spécifique compte tenu de la nature du contexte dans lequel ce groupe a été mis en place,
ce qui a justifié la mise en œuvre de moyens exceptionnels.
Par ailleurs, le fait que dans le Nord-Cotentin quatre sites nucléaires soient susceptibles de
contribuer à l’exposition des populations a apporté une dimension supplémentaire de
complexité, qui a évidemment pesé sur les travaux du groupe. Le processus
d’élargissement de l’expertise a conduit, compte tenu de l’importance des enjeux (la
polémique visait notamment l’usine nucléaire française la plus importante par ses rejets
radioactifs et souvent mise en cause par les opposants à l’énergie nucléaire), à impliquer
des associations aussi bien locales que nationales.
Il convient en outre de souligner que certaines difficultés techniques rencontrées par le
groupe provenaient du fait que les données nécessaires à la reconstruction des doses et à
l’évaluation sanitaire n’étaient pas disponibles : données de rejets insuffisantes en regard
de l’exigence d’exhaustivité, données d’environnement dispersées et parfois lacunaires,
intercomparaison des modèles restant à faire, méconnaissance des doses liées à
l’irradiation naturelle et médicale.
La spécificité de cette expérience étant posée, il importe également de souligner les
enseignements et les leçons qui pourront en être tirés dans le futur et les outils à utiliser,
aussi bien dans le contexte du Nord-Cotentin que dans d’autres contextes. Ce retour
d’expérience concerne non seulement les nombreux outils techniques qui ont été élaborés
mais également les processus de concertation dont le caractère pluraliste et la transparence
ont largement contribué à accroître l’efficacité et la crédibilité de ce travail d’évaluation.
Il reste aussi à examiner les conditions dans lesquelles certains dispositifs mis en place à
l’occasion de cette expérience pourraient être repris dans l'avenir, compte tenu de leur
impact sur la qualité et la crédibilité du dispositif de surveillance de l’environnement. Il
s’agit notamment du principe d’échange de données entre les différentes composantes de
l’expertise ainsi que du maintien (dans des conditions à définir) du réseau d’expertise
pluraliste constitué.
Certaines dimensions de l’expérience du GRNC se situent dans la perspective ouverte par
plusieurs réflexions ou orientations juridiques et réglementaires récentes. Il convient donc
d’examiner celle-ci à la lumière de ces réflexions. On peut souligner en particulier l'arrêté
du 26 novembre 1999 qui institue l'élaboration par les exploitants de rapports annuels
78
destinés à être rendus publics. Ceux-ci comportent à la fois le bilan des mesures de
surveillance des rejets et des mesures effectuées dans l’environnement, ainsi que
l’estimation réaliste des doses reçues par les groupes de population les plus exposés
résultant de l’exploitation des installations nucléaires.
En règle générale, l’impact dosimétrique des installations nucléaires est évalué a priori
dans le contexte de la demande d’autorisation de rejets. L’évaluation a priori de l’impact
s’inscrit dans une logique d’appréciation des niveaux de rejets d’une installation donnée et
s'appuie sur des modèles génériques établis au niveau international. A cette étape, les
évaluations réalisées par l'exploitant s'appuient nécessairement sur des hypothèses
conservatives afin de ne pas sous-estimer l'impact. Dans les procédures de révision, par
contre, l'exploitant dispose d'un retour d'expérience sur le marquage réel de
l'environnement et peut donc affiner le réalisme de ses évaluations. L'évaluation de
l'impact prend également en compte la détection d'incidents éventuels. L’existence
d’autres installations ou d’autres pratiques à l’origine d’une exposition aux rayonnements
ionisants (hors du champ médical) doit être en principe prise en compte dans
l’appréciation des doses reçues par les groupes de référence, mais en pratique,
l’évaluation de l’impact se restreint à l’installation concernée par l’autorisation.
A cet égard, la démarche suivie par le GRNC apporte un changement significatif : l’impact
dosimétrique est ici appréhendé du point de vue des populations exposées en réalité à un
ensemble d’installations et d'activités (y compris l’irradiation médicale) ainsi que des
sources naturelles d’irradiation. La démarche implique donc une mise en perspective des
risques. Elle rejoint en cela dans une certaine mesure celle des plans régionaux issus de la
loi de décembre 1996 sur la qualité de l’air qui s’appuient à la fois sur un inventaire des
émissions et sur une évaluation des effets sur la santé publique [24].
Comme on l’a vu, la reconstitution dosimétrique repose largement sur des modèles
correctement calés grâce aux mesures dans l’environnement. Pour être réaliste, cette
reconstitution nécessite une bonne connaissance du “terme source”. De ce point de vue,
l'expérience du GRNC a notablement contribué à améliorer cette connaissance, surtout
dans le cas des usines COGEMA de La Hague. La comptabilisation aussi exhaustive que
possible des radionucléides dans l'environnement nécessite une modification des
méthodes de mesure afin de leur conférer la sensibilité nécessaire à la détection de faibles
niveaux de concentration. Une telle comptabilisation n'est pas nécessairement justifiée en
routine dès lors que l'on a pu démontrer que les radionucléides dominants du point de vue
dosimétrique ont bien été pris en compte. Cependant, à chaque évolution du processus
79
industriel, une nouvelle analyse aussi exhaustive que possible doit être effectuée.
4.3.1. Vers une forme d’expertise pluraliste
Le GRNC, un processus innovant d’expertise pluraliste
L'élargissement du GRNC par rapport au cadre traditionnel de discussion entre les
exploitants et les représentants d’organismes d’expertise a contribué à améliorer à la fois
la qualité des travaux et sans doute leur crédibilité. En effet, la présence de représentants
d’organismes non institutionnels et d’experts étrangers a enrichi les travaux par l’apport
de compétences et de sensibilités complémentaires indispensables à une analyse critique.
En retour, le travail en commun sur une longue durée et la confrontation des points de vue
parfois très différents ont sans doute permis aux acteurs de mieux appréhender les
logiques et les valeurs portées par les uns et les autres et in fine contribué à une meilleure
compréhension mutuelle, sans pour autant remettre en cause des convictions souvent très
affirmées.
Du point de vue de la population, la mise en place d’une expertise pluraliste est clairement
un gage de qualité des résultats, soumis plus que jamais à la confrontation et au débat
contradictoire. Il est désormais admis que l’expertise, bien que fondée sur les acquis de la
science, implique inévitablement des choix plus ou moins implicites effectués notamment
pour contourner les incertitudes scientifiques et les lacunes de connaissances. La
confrontation d’experts représentant des sensibilités différentes au sein de la population
d’une part, comme d’experts de disciplines différentes d’autre part, conduit à mettre en
lumière ces choix implicites et permet donc de mieux distinguer ce qui relève de la science
et de la technique et ce qui relève des valeurs et de l’intime conviction.
Il est clair que la présence d’experts du mouvement associatif peu suspects de concessions
vis-à-vis des exploitants, des autorités et des experts institutionnels, ne peut que
contribuer à “ne rien laisser dans l’ombre” et à éviter ce que certains considéreraient
comme des “impasses” préjudiciables à la crédibilité d’ensemble du processus
d’évaluation. Ainsi par exemple, la démarche d’exhaustivité adoptée par le groupe l’a-t-
elle conduit à identifier le Chlore 36 comme un radionucléide susceptible de contribuer
très significativement à la dose résultant des rejets gazeux de l’usine de retraitement de La
Hague. Après des mesures spécifiques effectuées sur ce radionucléide, qu'il n’avait pas
été jugé utile de réaliser jusqu’à présent, le groupe a pu conclure que l'impact
dosimétrique du Chlore 36 était en réalité très faible.
80
La mise en place d’un forum a permis aux différents groupes d’experts engagés d’évaluer
tout d’abord leur crédibilité réciproque, ce qui constitue un préalable au débat. Ainsi, un
consensus s’est-il peu à peu dégagé sur la qualité des mesures réalisées par les différents
participants. L’existence d’une structure regroupant les experts de sensibilité sociale
différente a permis de traiter les points de divergence, voire de polémique, autrement que
sur le seul mode de l’invective. Des solutions peuvent alors être recherchées en commun.
En intégrant des composantes et des sensibilités locales, l'expertise pluraliste permet
l'enrichissement des modèles d'évaluation sur la base d'une meilleure connaissance des
habitudes de vie locales.
Ainsi par exemple sur la question des zones de pêche, à la demande des experts de
l'ACRO qui se sont fait l'écho de questionnements de la population, le GRNC a-t-il été
conduit à prendre en compte un scénario particulier pour les "pêcheurs des Huquets"
opérant sur une zone de pêche (Les Huquets de Jobourg) située à 1 km du point de rejet,
et soumise à des niveaux de contamination 4 à 5 fois plus élevés que ceux du groupe de
référence "pêcheurs" initialement proposé par l'exploitant et situé sur la zone de Goury à
une distance de 7 km de la conduite.
De la même manière, l'expertise pluraliste a apporté un éclairage sur les pratiques locales
et les modes de vie notamment dans la perspective d’une évaluation rétrospective. C’est
ainsi qu’a été prise en compte, à la demande des experts du mouvement associatif, une
modification des régimes alimentaires pour certains scénarios.
D'autres expériences comparables
Bien que distincte à bien des égards, une expérience conduite par le Département de
l'Energie (DOE) aux Etats-Unis mérite d’être évoquée. Elle a trait à l’implication des
habitants de zones contaminées par des installations nucléaires (notamment Rocky Flats,
Hanford et Los Alamos) dans les décisions relatives à la décontamination des zones de
résidence [25]. En vue de l’évaluation de l’impact sanitaire de ces sites, les études menées
par le DOE et le Center for Desease Control d’Atlanta ont été soumises à une commission
composée de citoyens locaux et de chercheurs choisis par eux. La reconstruction des
doses autour du site a donné lieu à la création d’un “citizen environmental sampling
committee”, qui a lui-même recouru à des consultants. Le fait que ce comité ait abouti à
des résultats cohérents avec ceux obtenus par les organismes officiels a contribué
significativement à reconstruire la crédibilité de ces derniers.
81
En France, l'évaluation de l'exposition de la population résidant autour du site de Salsigne
au nord de Carcassonne, coordonnée en 1997 par le Réseau National de Santé Publique
[26], présente de nombreux traits communs avec la démarche du GNRC. L'objectif de
cette évaluation était d'estimer de façon la plus précise possible l'exposition récente aux
principaux polluants identifiés dans la région de Salsigne, en particulier le plomb, le
cadmium, l'arsenic et les cyanures provenant du complexe minier et industriel de la
Combe du Saut, afin d'identifier d'éventuels groupes à risque et d'étudier la morbidité
déclarée par la population résidente. Cette expérience d'évaluation a été engagée dès
l'origine avec la participation active de la population concernée puisqu'elle comprenait des
prélèvements biologiques (urine et cheveux) et un questionnaire concernant les différents
facteurs de risque relatifs aux caractéristiques personnelles des personnes impliquées, à
leur lieu de résidence, aux habitudes alimentaires et de boisson, à leur activité
professionnelle, ainsi qu'un questionnaire relevant les divers symptômes ressentis et la
pathologie traitée médicalement. La démarche a permis de montrer que les résidents de la
région sont soumis à une surexposition à l'arsenic mais que cette dernière reste de faible
amplitude et n'est pas de nature à entraîner des problèmes sanitaires dans l'avenir.
Evidemment ce résultat ne préjuge en rien de l'impact sanitaire des expositions passées
qui ont été plus importantes et que seules des études épidémiologiques pourraient
éventuellement mettre en évidence. L'expérience de Salsigne montre d'une part, que la
reconstitution des expositions est une démarche commune à de nombreux facteurs de
risque et, d'autre part, que les personnes exposées peuvent éventuellement participer
directement à cette reconstitution. Concrètement, l'évaluation de Salsigne a permis
d'identifier les principaux facteurs de risque, comme par exemple la consommation des
produits du jardin lorsque ce dernier est inondable ou encore la consommation d'eau de
puits ou de vin de production locale. A partir de ces résultats, les pouvoirs publics ont pu
mettre en œuvre des recommandations et la population modifier certaines de ses habitudes
afin de réduire les expositions.
4.3.2. Vers une approche complémentaire de la surveillance des rejets
L’une des questions importantes qui émerge des travaux du GRNC est celle des objectifs
de la surveillance de l’environnement. Parmi les 500 000 “déterminations de
concentration” traitées par le groupe, l'écrasante majorité est en fait constituée par des
mesures de routine effectuées pour s’assurer qu’il n’y a pas de dysfonctionnement des
installations.
82
Il faut observer par contre le fait que les mesures susceptibles de contribuer à la
reconstitution la plus réaliste et la plus exhaustive des doses reçues par les populations
sont en nombre beaucoup plus restreint. Par ailleurs, ces mesures ne concernent pas
seulement les radionucléides rejetés par les installations, mais également des
radionucléides qui sont présents dans l'environnement (radioactivité naturelle, retombées
des essais et de l'accident de Tchernobyl,…). Pour appréhender le devenir des
radionucléides dans l’environnement et leur contribution à l’exposition des populations il
est donc indispensable d'envisager d'autres mesures que celles qui sont réalisées
actuellement en routine. De telles mesures participeraient simultanément de l’effort de
surveillance de la qualité globale de l’environnement, au même titre que les mesures faites
sur les polluants non radioactifs, et de la surveillance sanitaire des populations. Ces deux
types de mesures sont sans aucun doute justifiés et se complètent. Il faudrait, sur la base
du travail réalisé, s’interroger sur l’équilibre à trouver entre ceux-ci dans le futur.
Dans la perspective de la reconstitution des doses d’origine environnementale reçues par
la population, la constitution d'une base de données radioécologiques de référence s’avère
nécessaire. La mise en place d'une telle base n'est pas sans poser de problèmes
techniques en particulier en ce qui concerne la difficulté de mesurer des niveaux très
faibles d'activité.
Deux types de données sont utiles à cet égard : les mesures sur des produits de
consommation locale et les mesures effectuées sur des “ bio-indicateurs ”, pour caler les
modèles de transfert. Ces modèles sont indispensables à deux points de vue. Ils
permettent d’une part, d’orienter en amont le choix des points de prélèvement et de
mesure et ils assurent, d’autre part, le calcul des doses qu’il serait impossible de
déterminer à partir des seules mesures dans l’environnement.
Cet effort de mesure devrait porter en priorité sur les radionucléides dont les travaux du
GRNC ont montré l’importance, du point de vue de leur contribution à la dose reçue par
les populations. Dans un souci de recherche du réalisme, les points de prélèvement et de
mesure devraient tenir compte des spécificités locales relatives aux modes de vie et
d’alimentation des divers groupes de population.
83
REFERENCES
[1] BLACK D., Investigation of the possible Increased Incidences ofCancer in West Cumbria, London, HMSO, 1984.
[2] VIEL J.F., POBEL D., CARRE A., Incidence of Leukemia in YoungPeople around the La Hague Nuclear Waste Reprocessing Plant: aSensitivity Analysis, StatMed, Vol. 14, pp. 2459-2472, 1995.
[3] POBEL D., VIEL J.F., Case-Control Study of Leukemia among YoungPeople near La Hague Nuclear Reprocessing Plant: theEnvironmental Hypothesis Revisited, British Medical Journal, Vol. 314,pp. 101-106,1997.
[4] Rapport de C. Souleau, Juin 1997.
[5] SPIRA A., BOUTOU O., Rayonnements ionisants et santé. Mesure desexpositions, surveillance épidémiologique et veille sociologique.Paris, La Documentation Française, 1998.
[6] GROUPE RADIOECOLOGIE NORD COTENTIN, Rapport d'avancement N°1,Novembre 1997.
[7] GROUPE RADIOECOLOGIE NORD COTENTIN, Rapport d'avancement N°2,Mai 1998.
[8] GROUPE RADIOECOLOGIE NORD COTENTIN, Note méthodologique, Juillet1998.
[9] GROUPE RADIOECOLOGIE NORD COTENTIN, Estimation des niveauxd'exposition aux rayonnements ionisants et des risques deleucémies associés de populations du Nord-Cotentin, Rapport deSynthèse, Juillet 1999.
[10] Décret n°95-540 du 4 mai 1995 relatif aux rejets d'effluents liquides etgazeux et aux prélèvements d'eau des installations nucléaires debase, Journal Officiel du 6 Mai 1995.
[11] Directive 96/29/EURATOM du Conseil du 13 mai 1996 fixant les normes debase relatives à la protection sanitaire de la population et destravailleurs contre les dangers résultant des rayonnements ionisants,Journal Officiel des Communautés Européennes, N°L159/1 du 29 Juin 1996.
[12] COMMITTEE ON MEDICAL ASPECTS OF RADIATION IN THEENVIRONMENT, The Implications of the New Data on the Releasesfrom Sellafield in the 1950s for the Conclusions of the Report onthe Investigation of the Possible Increased Incidence of Cancer inWest Cumbria, United Kingdom, London, Department of Health, COMARE,First Report, 1986.
[13] COMMITTEE ON MEDICAL ASPECTS OF RADIATION IN THEENVIRONMENT, Investigation of the possible Increased Incidence ofLeukaemia in Young People near the Dounreay NuclearEstablishment, Caithness, Scotland, United Kingdom, London,Department of Health, COMARE, Second Report, 1988.
84
[14] COMMITTEE ON MEDICAL ASPECTS OF RADIATION IN THEENVIRONMENT, Report on the Incidence of Childhood Cancer in theWest Berkshire and North Hampshire Area, in which are Situatedthe Atomic Weapons Research Establishment, Aldermaston and theRoyal Ordonance Factory, Burghfield, United Kingdom, London,Department of Health, COMARE, Third Report, 1989.
[15] COMMITTEE ON MEDICAL ASPECTS OF RADIATION IN THEENVIRONMENT, The Incidence of Cancer and Leukemia in YoungPeople in the Vicinity of the Sellafield Site, West Cumbria. UnitedKingdom, London, Department of Health, COMARE, Fourth Report, 1996.
[16] GROUPE RADIOECOLOGIE NORD COTENTIN, Inventaire des rejetsradioactifs des installations nucléaires, Rapport Final du GT1, Volume 1,Juillet 1999.
[17] GROUPE RADIOECOLOGIE NORD COTENTIN, Revue critique desmesures dans l'environnement, Rapport Final du GT2, Volume 2, Juillet1999.
[18] GROUPE RADIOECOLOGIE NORD COTENTIN, Modèles de transfert desradionucléides dans l'environnement, Rapport final du GT3, Volume 3,Juillet 1999.
[19] GROUPE RADIOECOLOGIE NORD COTENTIN, Estimation des doses etdes risques de leucémies associés, Rapport final du GT4, Volume 4, Juillet1999.
[20] UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OFATOMIC RADIATION, Sources and Effects of Ionising Radiation,United Nations, New York, 1994.
[21] BOARD ON RADIATION EFFECTS RESEARCH, Health Effects ofExposure to Low Levels of Ionising Radiations, Committee on theBiological Effects of Ionising Radiations, National Research Council, Ed.Washington, D.C., National Academy Press (BEIR V), 1990.
[22] MUIRHEAD C., KNEALE G.W., Pre-natal Irradiation and ChildhoodCancer, Journal of Radiological Protection, Vol. 9, pp. 209-212, 1989.
[23] DEGRANGE J.P., SCHNEIDER T., MUIRHEAD C., HAYLOCK R.,ASQRAD : un logiciel pour l'évaluation du risque radiologique,Radioprotection, Vol. 32, N°2, pp. 237-244, 1997.
[24] Loi n°96-1236 du 30 décembre 1996 sur l'air et l'utilisation rationnelle del'énergie, Journal Officiel du 1er Janvier 1997.
[25] TILL J., Building Credibility in Public Studies, American Scientist,Vol 83, Sept-Oct 1995, 468-473.
[26] FRERY N. et al., Enquête sur l'exposition de la population auxpolluants d'origine industrielle (région de Salsigne), Réseau Nationalde Santé Publique, 1998.
85
ANNEXE : INSTITUTIONS ET ORGANISMES REPRESENTES
DANS LE GRNC
LES ORGANISMES PUBLICS D'EXPERTISE ET DE CONTROLE
L’Office de Protection contre les Rayonnements Ionisants (OPRI) est un
établissement public dépendant des Ministères chargés du Travail et de la Santé. Les
principales orientations de sa mission sont explicitées dans son décret de création du
19 juillet 1994 :
- participer à l’application des lois et règlements dans le domaine de la radioprotection,
en procédant à tous les contrôles que nécessite la mise en œuvre des rayonnements
ionisants,
- conseiller les pouvoirs publics sur les mesures médicales et sanitaires à prendre en cas
d’incident ou d’accident, assurer à cet effet une veille permanente et intervenir en
situation d’urgence radiologique,
- contribuer à la formation et à l’information des professionnels exposés et de la
population,
- organiser et coordonner la réflexion sur l’évolution des normes de radioprotection et
des techniques de mesure des rayonnements.
En application de la réglementation, l’OPRI exerce en particulier la surveillance de la
radioactivité émise par les installations nucléaires du Nord-Cotentin : les usines COGEMA
de La Hague, le Centre de stockage de la Manche, le CNPE de Flamanville. Le contrôle
du port militaire de Cherbourg s'exerce en vertu d'une convention signée avec l'Etat
Major de la Marine Nationale.
L'Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN) effectue des recherches
et des expertises pour la maîtrise des risques nucléaires et de leurs conséquences sur
l'homme et l'environnement. Il a pour mission d'apporter son concours aux autorités
ainsi qu'à tous les acteurs de sûreté et de radioprotection en situation normale ou
accidentelle, notamment par l'apport d'une expertise radioécologique et dosimétrique.
Dans le cadre du Groupe Radioécologie Nord-Cotentin, l'IPSN a joué un rôle notable
d'appui technique. Les experts de l'Institut ont été sollicités pour réaliser les calculs
nécessaires afin de faciliter le travail d'analyse du groupe. De plus, les représentants de
l'IPSN dans le GRNC ont été fortement impliqués dans l'animation et le secrétariat
86
technique et administratif des groupes de travail. Ils ont largement contribué au travail de
relecture des documents d'analyse. L'IPSN a facilité le déroulement du processus en
prenant à sa charge l'organisation matérielle des sessions du groupe.
LES EXPLOITANTS
COGEMA est un groupe industriel dont les activités couvrent l'ensemble du cycle du
combustible (extraction du minerai, conversion, enrichissement, fabrication du
combustible, retraitement, transport). Les usines de retraitement de combustibles usés de
COGEMA se situent à La Hague à 20 km à l'Ouest de Cherbourg, à l'extrémité Nord-
Ouest de la presqu'île du Cotentin. Elles s'étendent sur une superficie de 290 hectares
(220 hectares, auxquels s'ajoute une zone de liaison avec la mer couvrant 70 hectares).
Environ 6000 personnes travaillent sur le site. Une moitié d'entre eux est du personnel
d'entreprises extérieures à COGEMA.
L'Etablissement de La Hague abrite plusieurs usines de retraitement. UP2-800 et UP3-A
sont techniquement capables de retraiter chacune 800 tonnes/an de combustibles usés.
L'usine UP2-400 est capable de retraiter 400 tonnes de combustibles usés par an.
L’Agence Nationale pour la gestion des Déchets RAdioactifs (ANDRA) est
chargée des opérations à long terme de gestion des déchets radioactifs. La loi du 30
décembre 1991 a transformé l’ANDRA, auparavant simple service créé en 1979 au sein
du CEA, en Etablissement Public à caractère Industriel et Commercial (EPIC),
indépendant des producteurs de déchets, et lui a confié :
- une mission de recherche : l’étude de solutions de stockage,
- une mission industrielle : la construction, l’exploitation et la surveillance des
stockages,
- une mission d’inventaire : ce qui conduit notamment à la publication annuelle de
l’inventaire des déchets radioactifs en France.
Electricité De France (EDF) est le premier électricien mondial. Avec près de 30
millions de clients en France et 15 millions à l'étranger, il produit plus de 400 milliards de
kWh et a un chiffre d'affaires de plus de 180 milliards de francs. La production
d'électricité est assurée par un parc composé de centrales hydrauliques (15% de la
production), de centrales thermiques à flamme (5%) et de 58 réacteurs nucléaires (80%).
87
Le Groupe d'Etudes Atomiques (GEA) est un organisme d'études et de recherches
en Radioécologie, rattaché à la cellule "'environnement - sécurité nucléaire - hygiène,
sécurité et conditions de travail" de l'état-major de la Marine. Etabli à Cherbourg, le GEA
s'intéresse plus particulièrement à la surveillance radiologique en Manche ; aux études
radioécologiques concernant la diffusion des effluents liquides et gazeux et la
détermination de l'activité des radionucléides (notamment la définition de méthodes de
détermination) ; au suivi de l'ensemble des matériels des services de surveillance
radiologique de la marine et des laboratoires d'analyses de surveillance et d'expertise de la
marine ; à l'analyse et l'archivage des données relatives au suivi de la surveillance
radiologique des sites nucléaires de la marine qui lui sont transmises par les autorités
responsables.
LA CSPI
La Commission Spéciale et Permanente d’Information près de
l’Etablissement de La Hague (CSPI) a été créée en 1981 pour informer la population
du fonctionnement de l'usine COGEMA de La Hague et de ses effets éventuels sur
l'environnement. Elle est présidée par le député de la circonscription de Cherbourg et est
composée de 36 membres se répartissant en collèges (18 élus, 6 représentants des unions
locales de syndicats salariés, 6 personnalités scientifiques et 6 représentants
d'associations et de mouvements de défense de l'environnement). Les réunions ordinaires
se tiennent chaque trimestre en présence de la presse locale. Elles sont ouvertes sur
demande aux associations et organisations syndicales ou professionnelles non
représentées au sein des collèges.
Les membres de la CSPI participant au Groupe Radioécologie Nord-Cotentin ont
également participé au titre d'experts indépendants, représentant d'associations locales
et/ou nationales.
88
LES LABORATOIRES ET ORGANISMES D'EXPERTISE NON
INSTITUTIONNELS
L'Association pour le Contrôle de la Radioactivité dans l'Ouest (ACRO) est
une association à vocation d'information et d'expertise. Dotée d'un laboratoire
d'analyses, sa mission consiste à mettre à disposition de tous (collectivités, entreprises,
particuliers) des outils de contrôle pour la surveillance de l'environnement et des produits
alimentaires et industriels. Son indépendance est assurée par la pluralité de ses membres et
la diversité de ses ressources financières. L'ACRO est basée dans l'agglomération de
Caen et dispose de trois antennes régionales qui lui permettent de siéger au sein de
plusieurs instances locales d'information établies auprès d'installations nucléaires. Dans le
Nord-Cotentin, l'ACRO siège à la CSPI près de l'établissement de La Hague, ainsi qu'à
la Commission de surveillance du Centre de stockage de la Manche où elle est la seule
association.
La Commission de Recherche et d'Information Indépendante sur la
Radioactivité (CRII-RAD) est une association à but non lucratif (loi 1901) agréée pour
la protection de l'environnement. Elle s'est créée en 1986, en réaction aux informations
délivrées par les services officiels concernant l'impact de la catastrophe de Tchernobyl sur
le territoire français. Les principes qu'elle entend défendre sont : le droit à l'information
sur toutes les questions relatives aux rayonnements et le droit à la protection contre les
effets des rayonnements. Afin de réaliser des contre-expertises de terrain et d'élaborer une
information indépendante de l'Etat et des exploitants, la CRII-RAD s'est dotée d'un
laboratoire d'analyse de la radioactivité équipé, notamment, d'une chaîne de mesure par
spectrométrie gamma et d'un scintillateur liquide. Depuis 1994, son équipe scientifique
est intervenue à plusieurs reprises autour du site de La Hague. Sur ses fonds propres, à la
demande de Greenpeace ou pour le compte du Tribunal de Grande Instance de
Cherbourg, elle a ainsi pu réaliser des contrôles de l'état radiologique de l'environnement,
des mesures radiamétriques sur la conduite de rejet en mer des effluents liquides des
installations de traitement ou des analyses contradictoires.
Depuis vingt cinq ans, il existe, en France, un Groupement de Scientifiques pour
l'Information sur l'Energie Nucléaire (GSIEN), qui diffuse de l'information sur
les nombreuses questions que soulèvent le développement de l'industrie nucléaire en
France : sûreté et radioprotection entre autres. En réclamant l'accès à la documentation, la
pluralité des analyses, afin d'obliger les services officiels à fournir une information
sincère, le GSIEN a témoigné qu'une fraction de la communauté scientifique française
89
souhaitait des structures d'évaluation indépendantes d'un des plus importants
programmes nucléaires au monde. Le GSIEN a contribué à l'émergence d'une expertise
indépendante qu'il considère comme indispensable à la participation de tous aux grandes
décisions engageant l'avenir du pays. C'est pourquoi des membres du GSIEN acceptent
de participer à des groupes pluralistes tels celui de radioécologie du Nord-Cotentin.
Le Laboratoire Départemental d'Analyse de la Manche (LDA 50) est un service
du Conseil Général de la Manche, créé en 1947. Son effectif est de 56 agents. Pratiquant
des analyses dans le domaine de la biologie vétérinaire, la sécurité alimentaire,
l'environnement, le LDA 50 est véritablement un laboratoire de santé publique. Il réalise
des analyses de mesures de radioactivité dans les aliments et l'environnement depuis
1972. Depuis le début 1999, le Conseil Général diffuse trois fois par an, à l'ensemble des
habitants de la Manche (210 000 exemplaires), une brochure à vocation pédagogique
présentant les résultats de ses mesures de radioactivité dans le département de la Manche.
Le Centre d'étude sur l'Evaluation de la Protection dans le domaine
Nucléaire (CEPN) est une association à but non lucratif, créée en 1976 par Electricité de
France et le Commissariat à l'Energie Atomique français pour constituer un pôle de
recherche et d'études dans les domaines de l'optimisation de la radioprotection et la
comparaison des risques pour la santé et l'environnement associés aux systèmes
énergétiques.
Depuis 1993, les membres de l'association sont au nombre de trois : Electricité de France
(EDF), Commissariat à l'Energie Atomique représenté par l'Institut de Protection et de
Sûreté Nucléaire (CEA-IPSN), Compagnie Générale des Matières Nucléaires
(COGEMA). En tant que groupe de recherche, le CEPN bénéficie des recommandations
d'un Conseil Scientifique qui regroupe des Universitaires, des Industriels et des
représentants des organismes d'expertise et des Autorités françaises et Européennes. Le
programme du CEPN s'articule autour des cinq thèmes suivants : méthodes d'évaluation
et de gestion du risque radiologique ; protection radiologique des travailleurs dans les
domaines nucléaire et médical ; impacts sanitaires et environnementaux des installations
nucléaires ; enjeux économiques et sociaux de la gestion des déchets radioactifs ;
implication des acteurs dans la gestion décentralisée du risque radiologique.
L'Institut des Sciences et Techniques de l'Environnement (ISTE) est une
composante de l'Université de Franche Comté. Il regroupe une cinquantaine
d'Enseignant-chercheurs qui appartiennent à différents Laboratoires universitaires et qui
90
se fédèrent dans le cadre de l'ISTE afin de mener des recherches dans le domaine de
l'environnement. Les différentes thématiques étudiées concernent l'étude des polluants
atmosphériques, la recherche de bio-indicateurs ou de bio-accumulateurs, la connaissance
des conséquences des stress sur les différents maillons de l'environnement. L'ensemble
de ces thèmes concernent non seulement des éléments radioactifs naturels et artificiel mais
aussi les métaux lourds, les pesticides, ...
Dans le domaine de la radioactivité, l'ISTE a une longue expérience dans la métrologie du
radon, des émetteurs gamma, beta et alpha en général. De plus, l'approche
pluridisciplinaire permet l'analyse et l'utilisation des résultats au niveau chimique,
écophysiologique et environnemental. Parmi les études réalisées ou en cours peuvent être
citées : la mise en place d'un réseau de mesure du radon dans la région du Kouzbass en
Russie et les études des transferts du césium dans des environnements forestiers en
Bulgarie, Russie, Suisse et France.
LES ORGANISMES D'EXPERTISE ETRANGERS
Le National Radiological Protection Board (NRPB) est un organisme britannique
indépendant chargé de la recherche pour la protection de l'homme contre les
rayonnements ionisants, ainsi que de l'information et de l'expertise en matière de
radioprotection auprès des Ministères et autres organismes gouvernementaux, et de
l'assistance technique auprès des acteurs concernés par les risques liés aux rayonnements
ionisants. Son financement est assuré d'une part, par le Ministère de la Santé, d'autre
part, par ses prestations. Aujourd'hui à l'AIEA, le Dr A D Wrixon, appuyé par une
équipe britannique, a fait bénéficier le GRNC de l'expérience acquise par le NRPB dans
des études similaires et a notamment fourni une revue critique de la méthodologie
d'évaluation construite par le groupe.
L'Office Fédéral de Radioprotection (BfS - Allemagne) est une Autorité Fédérale
autonome rattachée au Ministère de l'Environnement, de la Protection de la Nature et de la
Sûreté Nucléaire (BMU). Le BfS réalise des activités scientifiques et administratives pour
le compte du Gouvernement dans le domaine de la radioprotection, de la sûreté nucléaire,
du transport des matières radioactives, de la construction et de l'exploitation des
installations fédérales d'entreposage et de stockage des déchets radioactifs. Au sein du
BfS, l'Institut d'Hygiène Radiologique a plus particulièrement en charge l'expertise, la
recherche et le développement en biologie et médecine nucléaires, en radioécologie ainsi
que dans le domaine de la protection en situation d'urgence.
91
L'Office Fédéral de la Santé Publique (OFSP - Suisse) est l'organisme national
indépendant responsable de la protection de la population contre les nuisances
susceptibles de mettre en danger la santé. Dans le domaine des rayonnements ionisants, la
Division Radioprotection de l'OFSP est l'instance compétente pour les autorisations
d'utilisation des rayonnements ionisants en médecine, dans l'industrie et la recherche et
pour la surveillance de la radioactivité de l'environnement. Les actions clé de cette
Division ont été l'élaboration d'une législation moderne en harmonie avec les concepts
internationaux, son application dans la pratique et les actions visant à réduire les doses de
rayonnements les plus élevées de la population suisse. La stratégie du programme national
Radon et l'enregistrement central des doses accumulées par les personnes
professionnellement exposées aux rayonnements s'inscrivent dans cette démarche. La
coordination du programme de surveillance de la radioactivité de l'environnement, la
publication des résultats compilés et leur appréciation du point de vue de la santé font
partie intégrante des missions de l'OFSP.
CENTRE D’ETUDE SUR L’EVALUATIONDE LA PROTECTION DANS LE DOMAINE NUCLEAIRE
SIEGE SOCIAL ET ADMINISTRATIF :
ROUTE DU PANORAMA BP 48 F-92263 FONTENAY AUX ROSES CEDEXTEL : +33 1 46 54 74 67 FAX : +33 1 40 84 90 34
E-MAIL : sec@cepn.asso.fr WEB : http://www.cepn.asso.fr/
ASSOCIATION DECLAREE CONFORMEMENT A LA LOI DU 1 JUILLET 1901 SIRET : 310 071 477 00031 N° DE TVA : FR60310071477
REPORT N° 269
NORD-COTENTIN RADIOECOLOGY GROUP:
AN INNOVATIVE EXPERIMENT IN
PLURALIST EXPERTISE
J. LOCHARD, T. SCHNEIDER, P. CROUAIL (CEPN)
G. HERIARD-DUBREUIL, S. GADBOIS (MUTADIS)
A. OUDIZ (IPSN)
November 2000
Contract: IPSN-400 9A390810
CONTENTS
FOREWORD 1
1 . GENERAL PRESENTATION 3
1 .1 . GRNC CREATION HISTORY 3
1 .2 . Presentation elements of the Nord-Cotentin region 7
1.2.1. Nuclear activities 71.2.2. Other activities 9
1 .3 . The environmental monitoring system around nuclearinstallations in France 9
1.3.1. General principles for environmental monitoring 101.3.2. Progressive setting up of regulatory controls in the
Nord-Cotentin 111.3.3. Efficiency of environmental monitoring 121.3.4. Monitoring the environment and health impacts 13
1 .4 . Prior experiment: the COMARE committee 14
1 .5 . The composition and operation of the GRNC 16
1.5.1. A pluralist experts group 161.5.2. Cooperation rules 181.5.3. Openness towards concertation organisms and
associations 19
2. THE GRNC'S METHODOLOGICAL APPROACH 21
2.1 . The doses and risks evaluation process 21
2.1.1. Exposures 212.1.2 From exposure to dose 252.1.3. From dose to risk 28
2 .2 . The GRNC's objectives 30
2.2.1. The GRNC's first objective 302.2.2. The GRNC's second objective 32
2 .3 . Work procedure 33
2.3.1. Reconstruction and critical analysis of radioactivedischarges from installations 33
2.3.2. Inventory, appraisal and analysis of environmentalmeasurements 36
ii
2.3.3. Comparison between model results and measurements 382.3.4. Dose and risk calculations 392.3.5. Evaluation of effective individual doses for particular
scenarios 42
3. RESULTS 45
3 .1 . Exposures and risks of leukemia for the cohort 45
3.1.1. Individual exposures 453.1.2. Collective exposures 483.1.3. Risks of radiation-induced leukemia for the cohort 503.1.4. Sensitivity analysis 52
3 .2 . Exposure due to particular scenarios 53
3 .3 . Interpretation of the results in terms of risk 55
3 .4 . Conclusions and recommendations of the GRNC 60
3 .5 . Comparison of the GRNC results with the COMAREresults 62
4 . PROSPECTS ARISING FROM THE GRNC'S EXPERIENCE 65
4 .1 . The point of view of experts from associations 65
4.1.1. Mrs. SENE's point of view 654.1.2. Mr. BARBEY's point of view 674.1.3. Mr. DESBORDES's point of view 69
4 .2 . The point of view of the "Mères en Colère" 71
4 .3 . What lessons can be learnt from the GRNC? 73
4.3.1. Tending towards a pluralist form of expertise 764.3.2. Tending towards a complementary approach to
monitoring discharges 79
REFERENCES 81
APPENDIX: INSTITUTIONS AND ORGANIZATIONSREPRESENTED IN THE GRNC 83
iii
LIST OF ABBREVIATIONS
ACRO Association pour le Contrôle de la Radioactivité dans l'Ouest (Associationfor Radioactivity Control in Western France)
IAEA International Atomic Energy Agency
ANDRA Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs (NationalAgency for the Management of Radioactive Waste)
BfS Federal Radiation Protection Office, Germany
CEA Commissariat à l'Energie Atomique (Atomic Energy Commission)
CEPN Centre d'étude sur l'Evaluation de la Protection dans le domaine Nucléaire(Nuclear Protection Evaluation Center)
ICRP International Commission on Radiological Protection
CNPE Centre Nucléaire de Production d'Electricité (Nuclear Power Plant)
CNRS Centre National de Recherche Scientifique (National Scientific ResearchCenter)
COGEMA COmpagnie GEnérale des MAtières nucléaires (General Nuclear MaterialsCompany)
COMARE COmmittee on Medical Aspects of Radioactivity in the Environment,United Kingdom
CRII-RAD Commission de Recherche et d'Information Indépendante sur laRadioactivité (Independent Commission for Research and Information onRadioactivity)
CSHPF Conseil Supérieur d'Hygiène Publique de France (National Public HealthCouncil of France)
CSPI Commission Spéciale et Permanente d'Information près de l'établissementde La Hague (Special and Permanent Information Committee for the LaHague Plant)
DCN Direction des Constructions Navales (Ship Building Directorate)
DOE Department of Energy, United States
DPPR Direction de la Prévention de la Pollution et des Risques (Prevention ofPollution and Risks Directorate)
DSIN Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires (Nuclear InstallationsSafety Directorate)
EDF Electricité De France
iv
GEA Groupe d'Etudes Atomiques (Atomic Studies Group)
GRNC Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (Nord-Cotentin RadioecologyGroup)
GSIEN Groupement de Scientifiques pour l'Information sur l'Energie Nucléaire(Group of Scientists for Information on Nuclear Energy)
INSERM Institut National de la Santé et de la Recherche Médicale (National Instituteof Health and Medical Research)
IPSN Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (Nuclear Protection and SafetyInstitute)
ISTE Institut des Sciences et Techniques de l'Environnement - Université deMontbéliard (Institute of Environment Sciences and Techniques -University of Montbéliard)
LDA Laboratoire Départemental d'Analyse de la Manche (Analysis Laboratoryin "Manche")
NRPB National Radiological Protection Board, United Kingdom
OFSP Federal Public Health Office, Switzerland
OPRI Office de Protection contre les Rayonnements Ionisants (Office forProtection against Ionising Radiation)
SCPRI Service Central de Protection contre les Rayonnements Ionisants (CentralIonising Radiation Protection Service)
UNSCEAR United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation
1
FOREWORD
At the beginning of July 1999, after two years work, the GRNC "Nord-Cotentin
Radioecology Group" publicized the results of its assessment of the exposure levels of
children (0-24 years old) to ionising radiation in the Beaumont-Hague canton in the Nord-
Cotentin peninsula and the associated risk of leukemia. These results were complementary
to the conclusions of previous estimates requested by the public authorities after Professor
Jean-François VIEL at the University of Besançon published the results of his
epidemiological study in 1997. These results suggested a causal relation between the
development of leukemia in children in the region and exposure due to radioactive
discharges from the various nuclear installations located in the Cotentin peninsula. They
had caused strong local reaction, particularly among mothers of children near the
installations, and had created a controversy between the various local and national
stakeholders on the nuclear scene. This study followed on from work done by the same
team showing a trend towards excess leukemia in children in the Beaumont-Hague
canton, where the La Hague reprocessing plant is located.
The experiment carried out by the Nord-Cotentin Radioecology Group is innovative partly
because of its methodology that uses a critical approach that is as exhaustive as possible,
and also due to its composition and method of working, notably because it incorporates
pluralist expertise working in a very sensitive domain, namely the evaluation of the
impacts of radioactivity on health. For two years, experts from French and foreign
institutes, from associations and from the nuclear industry, all worked in common to
build a methodology, collected and analysed a large volume of data and compared their
points of view on the best way of estimating the exposure pathways of the populations
concerned. Despite the reservations expressed by some members of the Group about
evaluation of the results and the refusal by experts in one of the associations to concur
with the conclusions of the Group, this experiment produced a summary of data, some of
which had never previously been used in impact studies, and made an evaluation of the
potential impact on health caused by exposure to ionising radiation due to discharges from
nuclear installations.
2
This report was prepared by an editorial team composed of members of the CEPN
(Nuclear Protection Evaluation Center), MUTADIS (a research group on the social risk
management), and a representative of the IPSN (Nuclear Protection and Safety Institute)
at the request of the President of the Nord-Cotentin Radioecology Group. This document
must be distinguished from the final report written by the GRNC itself, under its own
responsibility, to report on its work. Therefore this report gives a synthetic overview of
the procedure and the main results of the GRNC, and lessons that can be drawn from it.
In particular, it is intended to demonstrate the innovativeness of the pluralist approach
adopted by summarizing its historic context and differences with the similar experiment
carried out in the United Kingdom for the Sellafield nuclear site1. It also presents the
different steps in the evaluation of exposures and risks associated with ionising radiation.
Finally, it emphasizes prospects opened as a result of the Group's experiment on the
involvement of stakeholders in the evaluation and management of radiological risk. This
final aspect could open up new means of "preventively" dealing with questions related to
risks to health and the environment inherent to industrial activities.
1 The question of a comparison between the approaches used by the GRNC and by the
COMARE (Committee on Medical Aspects of Radioactivity in the Environment in the UnitedKingdom) should be considered in more detail in a new mission addressed to the GRNC by theMinistry of the Country Planning and the Environment, and the Secretary of State for Health.
3
1 . GENERAL PRESENTATION
1.1 . GRNC CREATION HISTORY
Many epidemiological studies on mortality by cancer have been carried out around nuclear
sites in different Western countries. There are fewer incidence studies on morbidity or
"control case" studies for refining these analyses. One of the earliest was done in 1984 in
the area around the Sellafield reprocessing plant in the United Kingdom [1].
In 1995, Professor Jean-François VIEL's team at the University of Besançon published
the results of research done in the region of the La Hague reprocessing plant suggesting
an excess of incidence of leukemia among persons less than 25 years old within the
10 km zone (Beaumont-Hague canton), at the limit of the significance threshold (4 cases
observed between 1978 and 1992 compared with 1.4 cases expected) [2]. In January
1997, the same team published the results of a “control case” epidemiological study [3] in
the British Medical Journal. This study pointed out the association between some lifestyle
habits (presence on local beaches, consumption of seafood, living in a granite house) and
the development of cases of leukemia in persons less than 25 years old within a radius of
35 km around COGEMA's La Hague reprocessing plant. The authors assumed a causal
relation between this observation and the environmental exposure to ionising radiation.
The publication of the results of this last study in the media caused strong reactions
among the local population, and particularly among mothers of children who took this
opportunity to organize themselves into a group called "Les Mères en Colère" (Angry
Mothers) and published a manifesto asking for "clear and objective information" about
discharges from installations in the region and their potential health effects. A nation-wide
debate developed around the work done by Professor VIEL involving scientists, experts,
operators and associations, and extended beyond our frontiers. In order to contribute to
the many questions raised by the conclusions of this work, Mrs. Corinne LEPAGE,
Minister of the Environment, and Mr. Hervé GAYMARD, Secretary of State for Health
and Social Security, set up a Scientific Committee in the month of February 1997
presided over by Professor Charles SOULEAU, dean of the Chatenay-Malabry Faculty of
Pharmacy, to propose a «new epidemiological study in the Nord-Cotentin». The
"SOULEAU Committee", the composition of which was defined in the mission letter,
included scientists, mainly epidemiologists, including Professor Jean-François VIEL.
4
Starting at the beginning of its work, the Committee acted upon suggestions made by
Ministers and contacted local personalities and particularly the "Mères en Colère", and
also felt the need to widen the scope of its initial task to include a radioecological study to
retrospectively estimate exposure received by children from discharges from installations
and from different medical and natural sources. This extension was motivated essentially
by the desire to provide the Nord-Cotentin population with "elements of answers about
the past" to reply to questions about the risks to which it had been subjected. Therefore,
the approach represented the will to respond to local worries as closely as possible within
the framework of a scientific approach.
The Committee set up two working groups, one concentrating on epidemiological aspects
and the other on radioecological aspects, the radioecological aspects sub-group being
mainly composed of experts appointed by technical advisors to the authorities and
operators but also including a non-institutional expert, while the IPSN (Nuclear
Protection and Safety Institute) provided the Secretariat. In his final report [4], Professor
SOULEAU justified opening up the Committee to operators and non-institutional experts
in this way: "... the Committee is well aware of the complexity of the studies and
therefore the difficulty of communication towards a legitimately worried general public. In
this respect, it considers that the necessary condition to have confidence in experts is the
presence... of institutional and non-institutional experts within the same group … capable
of working on common scientific bases with maximum transparency". In practical terms,
all members of the Committee were required to respect a confidentiality agreement, and
finally the plenary group validated the results before they were communicated to the
public.
In July 1997, after six months of work the Committee President presented the final report
to Mrs. Dominique Voynet, the new Minister of the Environment and Mr. Bernard
Kouchner, the new Secretary of State for Health of the government formed in June 1997
[4].
Concerning the epidemiological aspect, one of the SOULEAU Committee's conclusions
was that the incidence study on persons less than 25 years old in the Beaumont-Hague
canton should be completed by data for recent years (1993 - 1996) not included in
previous work done by Professor VIEL. Recommendations were also made about the
need to improve the epidemiological monitoring system throughout the country and
particularly close to sites with risk.
5
Concerning the radioecological aspect, starting from an evaluation based on models used
by operators for the purposes of authorizations procedures for discharges from the
COGEMA - La Hague reprocessing plant, the Scientific Committee considered that: "an
additional annual exposure of 300 µSv during 15 years should cause an excess of 0.07
cases for 100,000 children per year, namely less than one case per year for the 0 to 24
year old populations in the Nord-Cotentin". Furthermore, the Scientific Committee
demonstrated the consistency of measurements made in the environment by the different
stakeholders (operators, public authorities, associations). In the conclusion to its report,
the Scientific Committee recommended that this work should be continued, and in
particular that the results of measurements made in the environment should be
systematically used to compare them with evaluations made based on real discharges and
the model for their transfer through the environment. In fact, only some of the
measurements were usable and the database was not exhaustive. Furthermore, a
systematic critical analysis of models used by operators had still not been made. For
transparency purposes, the contents of these models had to be clarified and their forecasts
compared with measurements made in the environment, in order to check that they are
valid for local conditions. It was found that a pluralist expertise was necessary to confirm
confidence in the results of such a critical evaluation process.
Since Professor SOULEAU did not want to continue his task, in August 1997 the
Minister of the Environment and the Secretary of State for Health decided to appoint
Professor Alfred SPIRA, Research Director at INSERM, to continue the epidemiological
work, and Mrs. Annie SUGIER, Director for the Protection at the IPSN, to continue the
radioecological work.
The purpose of the epidemiological work directed by Professor Alfred SPIRA was to set
up a reflection on the procedure for monitoring the effects of ionising radiation in France
and the continuation of studies in the Nord-Cotentin. The final report was submitted in
July 1998 [5]. In particular, this report presented the results of prolonging monitoring of
the incidence of cases of leukemia in the Nord-Cotentin during the 1993-1996 period
based on the La Manche department cancer register.
The team working on radioecological aspects directed by Mrs. Annie SUGIER was
widened once again at her request and with agreement of the Ministers, to include new
experts from a number of local and national associations - the ACRO (Association for
Radioactivity Control in Western France), the GSIEN (Group of Scientists for
Information on Nuclear Energy), the CRII-RAD (Independent Commission for Research
6
and Information on Radioactivity), and European experts from the NRPB (National
Radiological Protection Board, United Kingdom), the BfS (Federal Radiation Protection
Office, Germany), and the OFSP (Federal Public Health Office, Switzerland). Some of
these experts were also members of the CSPI (Special and Permanent Information
Committee) for the La Hague Plant, which meant that the CSPI could contribute to this
work and thus satisfy the request made by Mr. CAZENEUVE, its President, Member of
Parliament. The composition of the team, subsequently referred to as the GRNC "Nord-
Cotentin Radioecology Group", was defined to satisfy the objective of creating a tool for
in-depth critical analysis of available data about the Nord-Cotentin radioecological
situation. The participation of experts from associations and foreign experts was
discussed between operators and institutions already represented in the group. It was
agreed that the objective of the group was not necessarily to lead to a consensus, but to
perform the most exhaustive possible critical analysis emphasizing uncertainties and
points of disagreement between experts whenever necessary.
The initial task assigned to the GRNC was to reconstruct doses received from all
industrial, medical and natural sources in order to estimate the risk of leukemia associated
with ionising radiation for young persons less than 25 years old. This was done assuming
as a precautionary measure that a risk exists regardless of the level of the dose i.e. using a
linear no-threshold relationship between the dose and the risk (see section 2.1.3). Much
of the critical effort was made for sources from the nuclear industry present in the Nord-
Cotentin, and particularly the La Hague reprocessing plant. The group developed a
retrospective analysis to estimate the risk associated with ionising radiation, based on an
inventory of discharges from Nord-Cotentin nuclear installations, and radioactivity
measurements made essentially to satisfy the requirements of the regulatory environmental
monitoring.
Furthermore, in November 1997, the Minister of the Environment, and the Secretary of
State for Health, asked the GRNC to provide authorities with elements of its work that
could be helpful for the current revision procedure to texts governing operation of the
COGEMA La Hague plant.
The GRNC submitted two progress reports during 1997 and 1998, and a methodological
note in July 1998 [6, 7, 8]. The conclusions of the GRNC's work were sent to the
Ministry of the Environment and to the Secretary of State for Health on July 7 1999 and
were made available to the public on Internet (www.ipsn.fr/nord-cotentin) at the same
time. The final report, comprising four volumes and a summary report, was distributed in
7
October 1999 [9].
1 .2 . Presentation elements of the Nord-Cotentin region
The Nord-Cotentin peninsula located at the extreme north-west tip of Normandy is an
essentially rural region, and together with the city of Cherbourg (100,000 inhabitants)
forms one of the major economic areas of the La Manche department (about 470,000
inhabitants). The nuclear energy industry makes an overriding contribution to its
industrial activities. The Beaumont-Hague canton, about which the study was particularly
concerned, is composed of 19 villages with about 11,000 inhabitants (see Figure 1).
1°5
0' W
°35' N
1°5
5' W
°40' N
1°5
0' W
1°5
5' W
1°4
5' W
49°35' N
49°40' N
1°4
5' W
N
3 km0
S
W E
AUDERVILLE
JOBOURG
HERQUEVILLE
OMONVILLELA-PETITE
SAINT-GERMAINDES-VAUX
FLAMANVILLE
TREAUVILLE
LES PIEUX
SIOUVILLEHAGUE
VAUVILLE
BIVILLE
VASTEVILLE
OMONVILLELA-ROGUE
DIGULLEVILLE
BEAUMONT
GREVILLE-HAGUE
ECULLEVILLE
BRANVILLE-HAGUE
SAINTE-CROIXHAGUE
HEAUVILLE
HELLEVILLE
BENOITVILLE
GROSVILLE
SAINT-CHRISTOPHEDU-FOC
SOTTEVILLE
TEURTHEVILLEHAGUE
ACQUEVILLE
FLOTTEMANVILLEHAGUE
SIDEVILLE
TONNEVILLE
URVILLENACQUEVILLE
QUERQUEVILLE
EQUEURDREVILLEHAINNEVILLE
COUVILLE
BRICQUEBOSQ
VIRANDEVILLE
Figure 1. The Beaumont-Hague canton
1.2.1. Nuclear activities
Except for Alcatel Télécom (400 jobs), most large companies working in the region are
associated with the civil and military use of nuclear energy. These large companies are the
Cherbourg Arsenal, the La Hague reprocessing plant, the La Manche low and medium
activity radioactive waste storage centre and Flamanville nuclear power plant.
8
The DCN (Shipbuilding Directorate)
The development of the nuclear industry in the Nord-Cotentin began with the construction
of submarines in the Cherbourg Arsenal in 1958. The DCN (Shipbuilding Directorate)
now has a large shipbuilding activity for building new ships, fleet maintenance and
dismantling decommissioned ships, in the military port of Cherbourg.
COGEMA spent fuel reprocessing plants
The Atomic Energy Commission (CEA) decided to build a second reprocessing plant to
reprocess spent fuel from "Natural Uranium - Graphite - Gas" (UNGG) type reactors, in
1959; the first plant (UP1) was built in Marcoule (in the Rhone Valley). The La Hague
plant (UP2) started operation in 1966 for the reprocessing of UNGG fuel, and then in
1976 started reprocessing of fuel from light water reactors (UP2-400). The responsibility
for operation was transferred to COGEMA in 1978. Two new plants were built during the
1980s; the UP3-A plant for reprocessing foreign light water fuels that was commissioned
in 1989 and the UP2-800 plant for reprocessing light water fuels that started in 1994.
COGEMA's spent fuel reprocessing plants are located in La Hague 20 km west of
Cherbourg at the far north-west of the Cotentin peninsula. They cover an area of
290 hectares (220 hectares, plus a 70-hectare area between the plant and the sea). About
6000 persons work on the site permanently, including 3000 persons working for
COGEMA, 2000 persons working for subcontracting companies doing maintenance and
1000 persons working on construction of the latest projects. These three plants had
reprocessed a total of 1680 tonnes of spent fuel by 1996.
The ANDRA La Manche low and medium activity radioactive waste storage centre
The construction of the first French centre for shallow-land storage of low level and
intermediate level radioactive waste was authorized in 1969. This centre was operated
firstly by the INFRATOME company under the responsibility of CEA, and then since
1979 by the ANDRA. It is located at the tip of the Cotentin peninsula (Beaumont-Hague
canton) over an area of about 15 hectares. Its operations were shut down after the last
parcel was put into storage in July 1994, making its total volume of stored waste equal to
527,214 m3. Placement of the cover started in 1991 while material was still being put into
storage, and was completed in 1997. Therefore, the Centre has begun a monitoring phase
that is intended to last for 300 years. During this phase, ANDRA's essential objective will
be to estimate changes to the properties of the cover, verify the behaviour of the storage
9
facility and carry out whatever maintenance operations are necessary.
Electricité de France's Flamanville nuclear power plant
Flamanville Nuclear Power Plant comprises two pressurized water type reactors with a
unit power of 1300 MWe. The first unit was commissioned in December 1985, and the
second unit was commissioned in June 1986. The power plant is located within the
boundaries of the village of Flamanville, in the Pieux canton in the La Manche department
21 km to the south-west of the Port of Cherbourg on the west coast of the Cotentin. The
site employs almost 600 persons.
1.2.2. Other activities
Traditional port activities such as building warships (DCN, the Arsenal) and merchant
ships (Constructions Mécaniques de Normandie) – employ 4750 persons. An entire local
fabric of subcontractors has been built up around the port industry, similar to that around
the nuclear industry. Thus the Cherbourg employment basin includes 200,000 persons.
There is also a major food processing activity specializing in breeding and dairy
production in the Nord-Cotentin. The La Manche department is one of the leading milk
producing departments in France. More than two thirds of the farm area in the Beaumont-
Hague canton consists of meadows, 20% of the area is set aside for fodder crops and
10% for cereals. There is also a market gardening activity around Cherbourg. Fishing
activities (including sea trout farming, oyster farming and mussel breeding) contribute a
non-negligible part towards the local economy. Finally, tourism occupies an increasingly
important position in the economy of the region, and in particular Cherbourg is the
leading stopover port in France for cruise ships.
1 .3 . The environmental monitoring system around nuclear installations
in France
In order to complete its evaluation procedure, the GRNC relied largely on available data
about radioactive discharges from the nuclear installations presented above and
radioactivity measurements made in the environment near these installations. Most of
these data were produced to satisfy the regulations for discharges of radioactive gaseous
and liquid effluents from Nuclear Installations (INB) [10]. The following sections
10
describe the main regulatory requirements that have progressively been set up in France
for monitoring the environment.
1.3.1. General principles for environmental monitoring
In general, the operator and the authorities determine a radioecological «point zero» before
the construction of a nuclear installation. This point zero is used to determine the ambient
radioactivity level resulting from the presence of natural radioactivity and radioactivity
caused by prior habits or events that affected the planned site (for example fallout from
atmospheric testing of nuclear weapons). A radioecological impact study carried out
before the installation is commissioned predicts exposures that will be received by the
various population groups who live close to the installation, considering discharges
authorized by authorities.
This estimate is made starting from general models frequently based on national and
international comparisons of operating experience with similar installations, applied to the
site configuration. These evaluations are essentially theoretical and are based on very
conservative assumptions building in large safety factors for precautionary reasons.
Radioactivity controls after the installation has been commissioned are made by the
operator in the installations themselves and at release points, before the discharges are
made and during the discharges. The authorities also make controls in the environment
around the installations. Monitoring points are chosen in agreement with the authorities,
to satisfy several criteria:
- points at which maximum radioactivity levels would be expected: plants on the down
wind side of atmospheric discharges, points at the installation boundary or where the
plume drops to the ground …,
- optimum dilution points chosen to check that dilution in aquatic and atmospheric
media is taking place under good conditions.
All these measures are set up to confirm that the released radioactivity has been dispersed
or diluted in accordance with forecasts, and that there is no abnormal increase in the levels
of environmental radioactivity with time.
Radioecological studies on nuclear installations in operation are carried out at ten-year or
possibly annual intervals. The purpose of the ten-year study is to compare measurements
11
on various samples with the values found during the previous ten-year study and with the
initial "point zero". The annual study is less extensive but its purpose is the same as the
ten-year study, namely to confirm that there has been no unexpected increase in
radioactivity levels around the site.
1.3.2. Progressive setting up of regulatory controls in the Nord-Cotentin
The first controls of the marine environment in the Nord-Cotentin region were made in the
middle of the 1960s by operators of the La Hague reprocessing plant and the Cherbourg
arsenal and by the Ministry of Health. They were made on sea water, sediments,
shellfish, molluscs and seaweed. The La Hague reprocessing plant also started its first
systematic controls of drinking water and dairy milk starting in 1966. The La Manche
storage centre started making controls on small streams in the immediate vicinity of its site
(Roteures, Sainte Hélène) in 1970.
At the time, atmospheric emissions and discharges into the aquatic environment by
industrial plants were governed by the regulatory requirements set down in the 1961 law
for the reduction of atmospheric pollution and smells (law No. 61-842 August 2 1961)
and the 1964 law about water flow characteristics and distribution and the control of water
pollution (law No. 64-1245, December 16, 1964). Furthermore, a 1963 decree
stipulated that prior authorization was necessary before the construction or modification of
a nuclear installation (decree No. 63-1228, December 11, 1963).
Later, radioactivity in the environment was monitored systematically when the first
regulatory texts appeared governing gaseous and liquid radioactive discharges from
nuclear installations (decrees No. 74-945, November 6, 1974 and No. 74-1181,
December 31, 1974). These general texts were replaced by decree No. 95-540, May 4,
1995. The decrees governing discharges of liquid and gaseous radioactive effluents
obliged operators to make pollution controls of the immediate environment.
Orders for the authorization of discharges specific to each site define annual limits of
released activities and the conditions under which these discharges are made. These
orders were adopted in 1980 and were set in 1984 for the La Hague reprocessing plant, in
1985 for Flamanville Nuclear Power Plant and in 1969 for the La Manche storage centre.
12
1.3.3. Efficiency of environmental monitoring
There are several reasons for regularly questioning the relevance of initial regulatory
requirements for monitoring the environment around nuclear power plants. Investments
made throughout the life of an installation result in improvements that gradually change
priorities and needs for environmental measurements.
A particular type of priority problem in the years after an installation is commissioned will
justify a particular monitoring system, and will then become less important as a result of
investments made by the operator at the request of the authorities, or because the
operator's facilities are modernized. Therefore, resources dedicated to monitoring must
take account of changes to operating conditions over time. For example, this is the case
for COGEMA's La Hague installations for which surveillance and controls were
concentrated mainly on liquid discharges in the early stages of operation. Later, gaseous
radioactive discharges became predominant in population exposure, taking account of
progress made in the treatment of radioactive liquid effluents that made it possible to
significantly reduce released quantities.
Furthermore, additional controls complementary to those initially planned were introduced
over the years to take account of changes to the installation. Thus, COGEMA modifies its
plant environment monitoring plan every year after receiving the opinion of the OPRI, to
take best account of studies and operating experience during the previous year.
Finally, starting in the nineteen eighties, nuclear power plant operators implemented the
approach to optimise radiation protection for the public which led to adopt an increasingly
realistic evaluation of transfers of radionuclides through the environment and population
exposures, taking account of local lifestyle habits. Realistic and accurate measurements
contribute to identifying rooms for manœuvre and the most effective measures with
regard to protection of the public. In the context of optimisation, it is also important to
note that these rooms for manœuvre must be examined firstly considering protection of
the public, and also taking account of risks of exposure transfers to personnel responsible
for the management of radioactive effluents, and in order to achieve efficient use of
protection resources.
Recent changes to European regulations require even greater realism in the evaluation of
the impact of discharges from nuclear installations [11], particularly in order to increase
the relevance of international comparison studies of discharges from installations, that can
13
only be valid if they are made on a comparable basis. A comparison based on
conservative data, without knowing the relative magnitude of the safety factors used, is of
limited use. Realism is an achievable objective considering that there are many available
environmental measurements made after installations have been commissioned, that can
be used to calibrate models used to estimate radioactivity transfers through the
environment, by substituting real data for conservative assumptions made in the first
place. From a regulatory point of view, the Ministerial Order in application of the May 4,
1995 decree dated November 26, 1999 fixes general technical requirements about
methods of taking water samples and discharges of liquid and gaseous effluents subject to
authorization.
1.3.4. Monitoring the environment and health impacts
Due to changes to the regulations mentioned above, environmental monitoring systems
are increasingly faced with the necessity to produce realistic evaluations of the health
impact of industrial discharges. In this context, environmental monitoring measurements
make an essential contribution towards estimating the impact of discharges in terms of
doses and risks.
It was found necessary to use increasingly efficient sampling and measurement techniques
to determine the real impact of discharges on the environment and on man, in order to
satisfy this need for realism. It is now possible to detect extremely low radioactivity levels
as a result of progress made in this field during recent decades. However, a distinction
has to be made between two objectives of making measurements:
- measurements made to check that no operating incident has occurred, practically in
real time; in this context there is no real need to attempt to lower detection limits, and
the measurements (usually automatic) are made on a tight network of sampling
points;
- measurements made so that the impact of radioactive discharges on health and the
environment can be estimated retrospectively. In this case, significant values can only
be obtained if a large number of samples is collected and if the measurement
techniques used are capable of detecting very low radioactivity levels. These
measurements are obviously more difficult and take longer to make and require much
more sophisticated technical means. They are the only measurements that can be used
to create and validate dispersion models and estimate the real impact of the installation.
14
In general, the increasing involvement of stakeholders and particularly associations in the
process for assessing and controling nuclear installations is the reason for an increasing
number of debates firstly about the representativeness of measurements made in the
environment around installations, and secondly the reliability of estimates of exposures of
the public resulting from discharges into the environment according to radionuclide
transfers specific to these discharges. For this type of debate, it is increasingly important
to be able to monitor the future of each type of discharged radionuclide within the
environment and its contribution to exposure of persons, as precisely as possible.
1 .4 . Prior experiment: the COMARE committee
The specific context in which the GRNC was created was described in the introduction to
this report. The characteristics of this group concerning the nature of its participants and
its method of operation, are significantly different from the characteristics of a similar
experiment carried out previously in the United Kingdom with the COMARE Committee.
In November 1983, a television program mentioned an abnormally high number of cases
of leukemia in children under 10 years old in the village of Seascale, 3 km from the
Sellafield spent nuclear fuel reprocessing plant. Following this announcement, the British
Ministry of Health set up an Independent Advisory Group chaired by Sir Douglas Black
with the objective of verifying the incidence of leukemia and the theory of a possible
relationship between these cases of leukemia and radioactive discharges from the
Sellafield installation. The NRPB (National Radiological Protection Board), the national
institute with expertise in radiological protection, made the calculations on the exposure of
the population and the associated risk for the purposes of this task. In its final report
(1984) [1], the group confirmed that there was an excess number of cases of leukemia but
concluded that, based on the estimates that it had made, it was impossible to identify a
cause to effect relationship with discharges from the Sellafield installation. However,
considering uncertainties about several parts of its evaluation, the group recommended
additional studies.
In reply to the recommendations made in the Black report, the COMARE (Committee on
Medical Aspects of Radiation in the Environment) was set up in November 1985 to advise
the British Government about effects on health of natural and artificial radioactivity in the
environment, to estimate the relevance of available data and finally to identify the needs
for further researches in this subject.
15
The COMARE Committee is a permanent committee composed of about fifteen scientists
and professors from university, mostly working in the fields of radiobiology and
cancerology. The Government regularly asks the Committee to examine specific questions
as a function of events or new knowledge about the effects of radioactivity in the
environment. The Committee uses a secretariat and ad hoc working groups composed of
members of the Committee, the secretariat and outside experts whenever necessary, in
performing its duties. All members of the Committee and the various working groups
agree to respect a "Code of good conduct" that guarantees that they remain independent
from the nuclear operators. The Ministry of Health was initially responsible for the
Secretariat. The NRPB has been responsible since 1996.
The COMARE Committee has published six reports since it was created. The first report
in 1986 related to uranium oxide discharges from the Sellafield plant that had not been
included in the Black report [12], and concluded that this further information did not
change the previous conclusions. The second report was published in 1988 and dealt with
risks of leukemia for children living close to the Dounreay nuclear installation in Scotland
[13]. It concluded that there was a significantly higher incidence than the average, but
there was no causal relationship between discharges from the installation and leukemia,
based on scientific data available at the time. The third report applied to the Aldermaston
and Burghfield sites [14], and presented the results of the evaluation of exposure caused
by the installations, and put them into perspective with exposure due to natural radiation.
Its conclusions included the need for precise information about the geographic distribution
of the incidence of leukemia throughout the United Kingdom, in order to get a better
understanding about the question of the higher number of cases of leukemia around
nuclear installations. The fourth report published in 1996 was intended mainly to re-
estimate the initial study around Sellafield taking account of all new data and knowledge
accumulated in the meantime [15], and concluded that the estimate of the risk due to
discharges from the installations was too low to explain the observed excess risk. The
fifth report examined the situation around the Greenham site and the sixth report updated
the study for the Dounreay site.
It is interesting to note that the composition of the COMARE Committee gave priority to
scientific expertise in order to remain as independent as possible from operators of nuclear
installations. This independence is considered to be an important element towards
instilling confidence in the published results. However, operators may participate in the
working groups, essentially to provide industrial data essential to make the necessary
evaluations. The role of the secretariat is to coordinate experts and to provide technical
16
control over the evaluation work. The fact that the NRPB is responsible for this secretariat
confirms the importance of being able to base the work done on a technical organization
with expertise in radiological protection. No local stakeholders or foreign experts are
invited to participate in the work. The Committee alone validates the work after it has been
completed, and is therefore responsible for the scientific quality of the results.
1 .5 . The composition and operation of the GRNC
1.5.1. A pluralist experts group
The GRNC continued the work initiated by the SOULEAU Scientific Committee in the
radioecological field, and used the same principle of pluralist participation including not
only public expertise organizations, but also experts representing different group of
stakeholders concerned by this evaluation process, and particularly nuclear operators in
the Nord-Cotentin region, experts from the Special and Permanent Information
Committee for the La Hague plant, non-institutional laboratories and organizations and
foreign organizations (Table 1).
This GRNC's policy of including pluralist expertise is significantly different from the
approach adopted by the COMARE Committee. It reflects the changes that have been
made during the last decade concerning what is generally and maybe improperly referred
to as communication about risk. In the 1980s, it was generally accepted that the attitude of
the public with regard to activities creating risks was largely based on the perception of
the public towards the people who provided information about this risk. Consequently,
confidence was seen to depend on the scientific nature of information and also the
integrity of the persons who gave it.
17
Table 1. Origin of experts participating in the GRNC
Public expertis e and inspection organizations
Office for Protection against Ionising Radiation OPRI
Nuclear Protection and Safety Institute IPSN
Ecotoxicology Service – Phrama-Nantes - EP 61 CNRS
Nord-Cotentin nuclear operators
General Nuclear Materials Company COGEMA
National Agency for the Management of Radioactive Waste ANDRA
Electricité de France EDF
Atomic Studies Group GEA
The Special and Permanent Information Committee for the La Hague Plant CSPI
Non-institutional and university expertise organizations and laboratories
Association for Radioactivity Controls in Western France ACRO
Independent Commission for Research and Information on Radioactivity CRII-RAD
Group of Scientists for Information on Nuclear Energy GSIEN
Department Analysis Laboratory LDA
Nuclear Protection Evaluation Center CEPN
University of Montbéliard - Institute of Environment Sciences and Techniques ISTE
Foreign expertise organizations
National Radiological Protection Board (United Kingdom) NRPB.
Federal Radiation Protection Office (Germany) BfS
Federal Public Health Office (Switzerland) OFSP
It is also useful to emphasize that in the GRNC, the pluralist expertise is exercised
through the plenary group and not only within the framework of working groups as it
was in previous committees (COMARE and the SOULEAU Scientific Committee). Thus,
the critical evaluation approach is based more on a principle of genuine cooperation
between the different interests represented in the expertise than simply on including more
participants. This pluralist aspect combined with the principle of collegial operation is an
important factor in the quality and credibility of the work done.
18
1.5.2. Cooperation rules
The GRNC adopted a two-fold structure to perform the various aspects of its task. There
was the Plenary Group that met regularly (20 meetings total) and was responsible for the
management of the work, and four specialized working groups including members of the
plenary group and other experts, each working group being assigned to one of the
following subjects:
- a critical examination of discharges declared by operators of Nord-Cotentin nuclear
installations,
- collection and interpretation of environmental measurements made by the various
participants,
- comparison of models representing transfers of radioactive discharges through the
environment and used to estimate resulting exposures of populations in the region and
to compare the results predicted by models with measurements made in the
environment,
- estimate of doses received by the public and of the risk of leukemia to the public.
Members of the GRNC quickly realized that traceability of its activities and availability of
information were the first prerequisites for a transparent debate and credibility of the
group's work. Therefore it was decided that a progress report would be written following
each session of the working groups. Meetings of the plenary group were typed in full and
detailed minutes were written for each meeting. Summary conclusions were published
within 48 hours and helped to identify points of agreement and disagreement during the
sessions. These documents could be used by any member of the group for any external
communication.
As soon as the GRNC was created, it was agreed that any member of the group would be
free to provide any information about the state of progress of the studies provided that she
or he did not give any conclusions about the work being done before they had been
scientifically validated. It was decided that members of the GRNC would not be governed
by any type of confidentiality obligation. Finally, all mail addressed to the members of the
group or to its President were put in common within the group.
The operation in working groups required the active participation of members of the
GRNC in production and verification of data. Several verification operations were made
in each working group to achieve high quality results. Furthermore, as an Institute, the
IPSN contributed to these verifications by proof reading and making consistency tests,
19
particularly for orders of magnitude. Finally, the participants in the process agreed to
make all their data available to the GRNC: measurements of discharges and measurements
in the environment. The approach was financed partly by a subsidy from the DSIN
(Nuclear Installations Safety Directorate) and the DPPR (Pollution and Risk Prevention
Directorate) of the Ministry of the Environment. An agreement was signed on this subject
between the IPSN and these two directorates. During the two years in which the group
was in operation, the time spent by its members in order to carry out the evaluation was
paid by the institutions employing each member. Thus, the total cost of the Group's work
is difficult to estimate precisely, but there is no doubt that it is several millions French
Francs.
1.5.3. Openness towards concertation organisms and associations
The GRNC has been in regular contact with local organizations concerned by its task. The
GRNC presented a progress report on the group's work to the CSPI (Special and
Permanent Information Committee for the La Hague Plant) on several occasions. The
presence of observers and the press at CSPI meetings provided an opportunity to broadly
distribute information about progress of GRNC work to the public.
Local groups such as the "Mères en Colère" and national associations such as Greenpeace
involved in the debate that followed the publication of Professor Jean-François VIEL's
study, and that attended CSPI meetings as observers, were informed about the GRNC's
intermediate results and progress as it was made. Some of their questions helped to
contribute to enriching the critical work done by experts. The President herself provided
direct and regular information to the "Mères en Colère".
21
2. THE GRNC'S METHODOLOGICAL APPROACH
2.1 . The doses and risks evaluation process
2.1.1. Exposures
Persons are exposed to radioactive sources from a wide variety of sources, apart from the
radioactivity naturally present in the human body. The resulting exposure can be classified
into three main categories, namely exposure related to the presence of radioactivity in the
environment, exposure caused by medical practice and occupational exposure.
Environmental exposure
In our daily lives, we are all exposed to ionising radiation originating from natural
radioactivity in our environment, and from various human activities. Thus, radioactive
elements are present in all media (air, water, soil and the food chain). The radioactivity
present in the environment can be measured. This measurement can be made for each
radioactive element (radionuclide) and the technical equipment necessary for the
measurement is more or less easy to use depending on the medium and the radionuclide
concerned, and in particular depends on the detection threshold of the measurement
instruments used. The most frequently used measurement units are becquerel per litre
(Bq/L) for a liquid medium, becquerel per kilogram (Bq/kg) for food products, becquerel
per cubic meter (Bq/m3) for air and water, and finally becquerel per square meter (Bq/m2)
on the ground. The presence of radioactivity in the environment causes external radiation,
or internal radiation by inhalation of air or ingestion of food or water that contains
radioactive products.
Natural radiation sources include:
- radiation originating from the cosmos and particularly the sun (cosmic radiation) that
varies with the altitude and latitude,
- radiation from the earth (terrestrial radiations) that varies depending on the nature of
the ground,
- radon that is a radioactive gas and is found in some homes or some work places, in
quantities that vary depending on the nature of the materials,
- natural radionuclides present in the environment (water, plants, animals).
22
The following radiation sources originate from human activities:
- fallout from atmospheric testing of nuclear weapons distributed mainly around the
entire northern hemisphere and fallout from the Chernobyl accident that mainly
affected the European continent,
- residues from former activities that contain radioactive products and that may be local
(former industrial sites) or diluted in the medium (immersed radioactive waste),
- liquid or gaseous radioactive discharges from nuclear and industrial installations
during normal or accident operation.
For radioactive fallout, residues or discharges, the activity level corresponding to the
radionuclides released into the atmosphere in a given year gradually reduces due to the
radioactive decay phenomenon. Thus, for example, the radioactivity due to the presence
of cesium 137 (137Cs) measured in a given year is divided in half after about 30 years,
whereas the radioactivity of ruthenium 106 (106Ru) is halved after only one year.
All radionuclides released into the environment can migrate from one compartment in the
environment to another depending on more or less complex physicochemical phenomena.
The compartments of the environment concerned are different for discharges into the
atmosphere and for discharges into the aquatic medium (rivers or seas). Therefore
released radionuclides may be located in the ambient air, on the ground or in the water in
rivers or seas. Radionuclides released into the atmosphere will be more or less
concentrated in different crops (cereals, leaf vegetables, etc.), depending on the
environment and the nature of the radionuclides (and particularly their physicochemical
form). Similarly, radionuclides released into an aquatic environment will be found in fish,
seaweed, molluscs, crustaceans and marine sediments. Radionuclides can eventually
reach human populations through successive transfers, and these populations will be
more or less exposed as a function of their lifestyle habits and particularly their dietary
habits. The main exposure pathways for man are:
- ingestion of products containing radionuclides. The magnitude of the exposure then
depends on the nature and amount of the products consumed,
- inhalation of radioactivity in the ambient air that can vary depending on the breathing
rate of each person,
- external exposure caused by radionuclides present in the direct environment of
persons. In this case, exposure depends mainly on the time spent in the same location
as the radioactivity.
23
Figure 2 shows pathways from the environment to man for different exposure types.
Figure 2. Modes of transferring radioactivity through theenvironment and exposure pathways
Man can exert some control over his exposure, depending on the source of the
radioactivity, for example, in the case of exposure to radon in homes, simple actions such
as opening windows to renew ambient air or installing ventilation or isolation systems to
reduce concentrations.
Therefore every member of the public receives an annual exposure that depends on his
lifestyle habits, his job, his leisure and the degree to which radioactivity is present in the
environment. Although natural radioactivity varies little with the time, significant changes
can be observed for radioactivity caused by various human activities, and particularly
resulting from discharges from nuclear installations into the environment. Thus, the
radioactive fallout from the Chernobyl accident significantly contaminated large areas and
to a lesser degree most countries in Western Europe. It is also worth mentioning the
24
significant reduction in discharges from most nuclear installations during recent decades
due to progress made in terms of processing and management of these discharges. Thus,
to manage environmental exposure can be managed, it is necessary to know the
contribution of the different exposure sources and the means available for reducing
exposure.
Medical exposure
The use of ionising radiation in medicine is by far the most significant source of public
exposure, among the different types of exposure induced by human activities. The
different exposure categories are related to the use of radiation for diagnosis (radiology
and nuclear medicine), operational radiology or radiotherapy. However, it should be
noted that the purpose of using radiation in the medical field is to produce a direct benefit
for exposed patients, both for diagnosis and therapy.
Furthermore, there is a very wide range of levels of exposure according the individuals
depending on the type of examinations made and the procedures and equipment used. In
France, the distribution of medical exposure is not well known, and in particular it is not
really known how to estimate the consequences on doses received by patients as a result
of recent technical change such as the increased use of scanners and image digitalisation.
Occupational exposure
The number of persons concerned by occupational exposure is limited and known. This
exposure is measured and checked in work environments and individually for each
worker for whom individual dosimetric monitoring is carried out. Furthermore, specific
individual medical monitoring is carried out for these persons. This applies to workers
exposed as part of their work in nuclear installations and in the medical and industrial
field. The total number of persons in France exposed to ionising radiation at their work is
now about 230,000, including about 60,000 in the nuclear industry.
25
2.1.2 From exposure to dose
The total exposure of man to ionising radiation is due to:
- either radiation emitted by a radioactive source outside the human body, which is
referred to as external irradiation,
- or the presence of radioactivity in the human body (for example subsequent to
ingestion or inhalation of radioactive particles), which is referred to as internal
irradiation.
Very schematically, the interaction of ionising radiation with the human body causes
cellular damage, or damage to organs and tissues in the human body through which
radiation passes. This damage depends on the quantity of energy deposited in the cells in
each organ or tissue by radiation. The magnitude used to measure the quantity of energy
absorbed is the gray (denoted Gy). This unit is defined as an energy of 1 joule deposited
per kilogram of living matter. The resulting biological effects vary for a particular organ
(or tissue) and for the same absorbed dose, depending on the type of radiation applied to
the organ (or tissue). Thus, a distinction is made between X rays, γ rays, α and β
particles and neutrons and protons. An "equivalent dose" (expressed in sievert (Sv)) is
then calculated for each organ (or tissue) as a function of the radiation type considered.
Finally, the different organs (or tissues) have a different radiation sensitivity, in other
words the probability of the occurrence of long term damage will be different for the same
equivalent dose depending on the organ (or tissue) considered. Modes of exposure (on
several occasions or all at the same time) also have to be considered.
External irradiation usually causes quasi-uniform exposure of organs and tissues. For
internal intake, the accumulation of radionuclides incorporated by ingestion or inhalation
is not uniform, and is different according to organs and tissues concerned. Some organs
or tissues have a particular affinity for some elements, for example the thyroid for iodine,
and the bone marrow and foetus for strontium.
The ICRP (International Commission on Radiological Protection) has introduced an
indicator called the «effective dose» measured in sievert, so that the risk associated with
all possible exposure situations can be expressed using a single unit (see Figure 3). This
magnitude takes account of the dose in grays, the type of radiation considered, and the
sensitivity of the organs to the damage. Thus, regardless of the source (natural or
artificial), the nature of the radiation (alpha, beta, gamma, X rays or neutrons), the modes
26
of exposure (external or internal), the tissues or organs affected, the effective dose
expressed in sievert or a sub-multiple of sievert (millisievert (mSv - 1/1000 sievert) or
microsievert (µSv - 1/1,000,000 sievert) ) can be used to estimate the risk and to compare
different exposures with each other.
Radioactive source(measured in becquerel)
Radiation
Energy deposited in the tissues and organs
of the human body(measured in gray)
Effective dose(measured in sievert)
Weighting:
- radiation type (α, β, γ, X, neutrons)- exposure mode (external or internal irradiation)- sensitivity of organs or tissues
Risk indicator
Figure 3. From source to dose
It is not always possible to measure directly the effective dose received by persons
exposed to ionising radiation. Exposure levels at work are sometimes high enough so that
the dose can be measured directly using dosimeters worn by workers. Thus, for example,
the annual average occupational dose to persons exposed in the nuclear industry is of the
order of 1.5 mSv.
It is not easy to measure medical doses to patients directly, and indirect measurements of
the radiation field and simulation models are used to reconstruct doses received by
patients as a function of the different types of examinations made. According to the
UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation),
27
the average individual dose due to radiation diagnosis in France is of the order of
1.1 mSv/year. For example, whole body doses associated with examinations made with
scanners are of the order of:
- 4 mSv on average per examination, with values of up to 10 for the lung,
- 8 mSv on average per examination, with values of up to 20 for the abdomen,
- about 1 mSv on average per examination, with values of up to 3 for the skull,
- about 3 mSv on average per examination, with values of up to 6 or 7 mSv for the
spinal chord.
It is inconceivable (except in case of accidents) to measure directly doses caused by
environmental exposures of persons, considering the very low exposure levels and the
number of persons involved. Therefore, models will systematically have to be used to
estimate the dose received by each person due to all sources to which he is exposed.
Radioactivity released into the environment of exposed persons is determined by
measurements or calculations, and transfer models characterizing the environment of these
persons and incorporated products are used to estimate internal and external exposure
levels. The corresponding doses (equivalent or effective) are calculated using models that
simulate modes of transfers and fixing in the various human organs and tissues, in a fairly
detailed manner. Table 2 provides information about average individual doses received in
France from the various environmental exposure sources.
Table 2. Average individual doses associated with environmentalexposures in France (effective doses)
EXPOSURE SOURCE AVERAGE INDIVIDUAL
DOSE
(millisievert per year)
Cosmic radiation 0.4
Terrestrial radiation 0.5
Radon indoors 1.3
Ingestion of natural radioelements in food 0.2
Fallout from atomic tests 0.02
Fallout from the Chernobyl accident 0.01
Impacts of discharges from nuclear installations of the order of 0.00001
TOTAL 2.43
28
2.1.3. From dose to risk
The effects on health caused by exposure to ionising radiation depend on the energy
deposited in the human body and the duration of exposure. Deposited energy causes
cellular damage that may kill the cell, or may be reparable. However, this repair in itself
may be correct or incorrect. Therefore, two types of effects can be observed depending on
the severity of cellular damage, namely deterministic effects and stochastic effects also
called random effects.
Deterministic effects
When the energy deposited in organs or tissues goes above certain thresholds (of the
order of several grays), ionising radiation can cause the death of many cells in the
exposed organs or tissues and can affect health more or less quickly depending on the
cellular mortality rate. The severity of these effects depends on the received dose. For
example, the symptoms of an irradiation of this type that can occur within days or weeks
can include skin burns after irradiation of the skin, and medullar aplasia due to destruction
of tissues fabricating blood cells, if the entire body was exposed. Furthermore, very high
exposure of a large part of the body (of the order of a few grays) can cause death within a
few weeks after exposure. Other symptoms are only seen later, for example a cataract in
an irradiated eye, or fibrosis in an irradiated tissue. These effects occur within dose
ranges (expressed in terms of deposited energy) of the order of 0.5 to a few grays (to
organs or the whole body) for a short-term exposure.
Stochastic effects
When lesions induced by ionising radiation at cellular level are not repaired correctly, the
genetic material of the cell will remain modified and cause cellular mutation as the
damaged cells multiply. These mutations can cause the appearance of hereditary effects (if
the mutation affects a reproduction cell or a germinal cell) or can induce cell
transformations that can cause cancers several years after exposure, and occur at random
in the exposed population. These effects are called stochastic, or probabilistic or random
effects. The only way to demonstrate them is to observe populations that have been
exposed to ionising radiation and comparing them with populations that have not been
exposed. Thus, epidemiological investigations have demonstrated excesses of different
types of cancers among populations exposed to doses higher than one tenth of a sievert
and for whole body irradiation applied over a very short period. In particular, this is true
29
for leukemia and cancers of the lung, breast, digestive tract and the thyroid. The largest
epidemiological study of this type concerns the follow-up of the survivors of the
Hiroshima and Nagasaki atomic bombs. For estimating the risk due to in-utero exposure,
it is also important to note that epidemiological studies have demonstrated that there is a
radiation-induced risk of leukemia for foetal doses equal to as little as 0.01 sievert.
Effects caused by low doses spread over time and within the range of a few thousandths
of a sievert (mSv), or even millionths of a sievert (µSv), are so small (if they exist at all)
that it is difficult or even impossible to demonstrate them by epidemiological studies. In
particular, these studies cannot come to any conclusion about whether or not there is a
dose threshold below which there is no longer any effect related to exposure to ionising
radiation. Consequently, as a precautionary approach and in order to go into the side of
protection, an international consensus has been reached by which it is considered that any
exposure to ionising radiation could induce an effect over an entire population, regardless
of the level of this radiation.
The BEIR (Committee on Biological Effect of Ionizing Radiation from the United States
Sciences Academy ) and UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects
of Atomic Radiation) have developed exposure-risk relationships that extrapolate to lower
rates observations made in epidemiological studies, assuming a relationship without a
threshold for conservative reasons. The ICRP (International Commission on Radiological
Protection) used the same relationships to create its system of recommendations for
protection of the population.
Exposure-risk relationships are used to convert doses received by a person or a
population into a risk of health effects appearing for this person or this population. The
results of these relationships are expressed in terms of average values that are difficult to
interpret since they express a phenomenon that is actually a random process that can be
well defined only by the use of statistical methods. Thus, a risk expressed for a person is
actually an average risk for a population of persons with the same characteristics. This is
why it is sometimes preferable to present the statistical distribution of the risk rather than
the average risk, expressed as a number of cases within a population.
30
2 .2 . The GRNC's objectives
2.2.1. The GRNC's first objective
The first objective of the GRNC was to reconstruct environmental exposures (i.e. from
natural sources and related to human activities) and medical exposures for the population
that could be affected by Nord-Cotentin nuclear installations and to estimate the risks of
leukemia associated with these exposures. Considering the previous description of the
modes of exposure and evaluation of doses, it was impossible for the group to make a
complete and exhaustive evaluation for all exposures.
Thus, although the group's objective was to reconstruct doses for all exposure sources,
the question raised by Professor J.F. VIEL's epidemiological study brought particular
attention to the contribution of nuclear installations in the Nord-Cotentin, and particularly
the COGEMA La Hague installation. Consequently, from the point of view of
reconstructing exposures, much of the group's work was related to discharges from
Nord-Cotentin nuclear installations and their consequences on the environment, with the
objective of being exhaustive and realistic. Furthermore, since industrial discharges have
changed significantly over time, doses caused by discharges from these installations
needed to be reconstructed over the entire period considered, and in particular the
variations of these discharges with time needed to be analysed.
Since epidemiological studies for the population of young people from 0 to 24 years in the
Beaumont-Hague canton covered the 1978-1996 period, the group performed a
retrospective exercise to reconstruct all doses (environmental and medical) received by
this population over this period. The objective was to estimate the risk of radiation-
induced leukemia, and therefore doses to the bone marrow were considered because the
bone marrow is a target organ for the development of leukemia. Thus, estimates of doses
to the bone marrow for this population (called the cohort in the study) considered
exposure received by children, and also by foetuses (in utero exposure). Table 3 contains
the various exposure categories considered.
31
Table 3. Exposure categories considered depending on the source
Exposure source Exposure categories considered
Medical - Radiodiagnosis only
Environmental
- Natural radioactivity
- Fallout from the Chernobyl accident and
atmospheric testing of nuclear weapons
- Releases from nuclear installations (in
normal operation and related to incidents)
- Radon indoor
- Cosmic and terrestrial irradiation
- Ingestion of natural radionuclides
- Exposures (inhalation, ingestion, external
irradiation) related to concentrations in the
various compartments of the environment
- Exposures (inhalation, ingestion, external
irradiation) related to liquid and gaseous
radioactive discharges including the four
Nord-Cotentin nuclear installations.
Table 4 shows the exposure pathways considered for different media taking account of
data for environmental radioactivity.
Table 4. Exposure pathways considered depending on the medium
Medium Exposure pathway
Air and soil - Inhalation: activity in the air and soil activity put back into
suspension
- External exposure: activity in the soil and the release plume
- Accidental ingestion: soil activity
Sea spray, sea water and
sand
- Inhalation: activity in sea spray
- External exposure: activity in beach sand and sea water
when bathing
- Accidental ingestion: activity in beach sand and sea water
when bathing
Sea and land food - Ingestion: activity in food (including pathways from
seaweed manuring)
32
Figure 4 diagrammatically shows the evaluation method used to calculate the risk for the
0-24 year old cohort in the Beaumont-Hague canton.
Radiological exposure sources for the cohort
Natural Medical Nuclear installationsFallout from nuclear weapontests and Tchernobyl
Dose to the bone marrow
(ex utero) (in/ex utero)(ex utero) (ex utero)Incidents(ex utero)
Risk of radiation-induced leukemia
Figure 4. Block diagram showing the method of estimating exposuresand risks adopted for the 0-24 year old cohort in theBeaumont-Hague canton
2.2.2. The GRNC's second objective
The second objective of the GRNC was to respond to the Ministerial question about the
procedure to revise texts governing operation of the COGEMA La Hague plant, and
particularly concerning release authorizations. The GRNC made a number of
complementary evaluations for population groups that could be particularly exposed, to
help provide useful information for this purpose. The GRNC estimated annual whole
body doses (effective dose) for a set of exposure scenarios for adult persons that could be
among the most significantly exposed around the COGEMA La Hague installation, based
on data and models developed to estimate exposure of the cohort. It should be noted that
this estimate was restricted to exposure due to discharges from installations, and it was
not followed by an associated risk calculation.
33
2 .3 . Work procedure
Four specialized working groups were formed, each being made responsible for a specific
step in the general procedure adopted for the evaluation of exposures and risks, to achieve
the objectives of the GRNC's task and to encourage experts to participate as much as
possible in the critical analysis work. All work carried out in these working groups was
presented and discussed within a plenary group. The four groups worked in parallel using
an iterative approach for their questioning, so that the available data or models could be
explored exhaustively, or possibly new measurements could be made. Coordination
actions were necessary to achieve logical chaining between the groups so that the most
precise possible estimate of exposures and risks could be made. This type of approach
involving pluralist expertise took a relatively long time, but the result was that the analysis
could be made systematically and new questions could be raised. Furthermore, it should
be emphasized that one result of this joint effort was a calculation tool specific to the
Nord-Cotentin region.
2.3.1. Reconstruction and critical analysis of radioactive discharges from installations
The first working group critically examined liquid and gaseous radioactive discharges
declared by operators of nuclear installations of the Nord-Cotentin since the installations
were first built, and reconstructed missing data whenever necessary [16]. Thus,
discharges from each of the various installations since they were commissioned were
examined, namely since 1966 for the COGEMA La Hague installation, 1969 for the
Manche Storage Centre, 1980 for the French Navy's Arsenal in the Port of Cherbourg,
and 1986 for Flamanville nuclear power plant.
This reconstruction was made deliberately ignoring the relative influence that a specific
radionuclide would be expected to have on the dosimetric impact, in other words without
referring to prior studies. In particular, this analysis provided a cross check of the results
of measurements of released activities provided by operators, so that they could be
modified if they were inconsistent (for example for krypton 85 discharges), added to if
measurements were missing for several years, or other radionuclides could be added if the
corresponding discharges were not considered to be significant after an impact calculation
made by the operators, or due to limitations in analysis techniques.
Essentially, the steps of the critical analysis were applied satisfactorily to COGEMA's La
Hague plants for which it was possible to determine annual quantities and characteristics
34
of the main radionuclides present in the spent fuel at the time of its reprocessing, and
which could therefore be released into the environment, making use of standard
calculation programs based on the annual reprocessed tonnage and the characteristics of
the spent fuel (nature, irradiation rate and average cooling time). The group successfully
reconstructed a theoretical inventory for about twelve radionuclides for which no
measurements had been made, considering similarities in the physicochemical behaviour
of different elements and taking account of available information about impurities present
in the fuel. When the discharges, concentrations in the environment and finally the
dosimetric impact estimated according to this approximation were obviously
overestimated, the results were corrected based on measurements.
For example for chlorine 36, the first calculations of concentrations in the environment
and the effective dose to persons exposed on particular scenarios gave relatively high
impacts that were absolutely unrealistic based on prior knowledge in this subject. After
verification by further environmental measurements around La Hague carried out by the
OPRI, IPSN and ACRO at the request of the GRNC, the plenary group considered that
the inventory of chlorine 36 was overestimated by a factor of at least 400, and divided it
accordingly. This example gives an excellent illustration of the iterative work necessary
between groups and the desire for realism searched for in the final evaluation of doses.
In all, 39 out of the 75 radionuclides considered for discharges from the COGEMA
installation (52% of the total) were added to the list of radionuclides supplied by
COGEMA to the working group. In terms of total activity, these complements did not
modify the orders of magnitude of the results supplied by the operator; however, they did
help to define the composition of these discharges in more detail and to give more
exhaustive information about their composition which is necessary for a detailed
dosimetric reconstruction.
The input for the reconstruction for the two reactors in EDF's Flamanville power plant
was more limited. For these two reactors, and for nuclear reactors in general, the nature
and activity of radionuclides present in the liquid and gaseous effluents depend on a large
number of parameters such as the reactor operating mode, the rate of release of
radionuclides from fuel assemblies (micro-cracks, failure rate, etc.), the release of
activation products from structural materials in cooling circuits and especially the
treatment and management of liquid effluents before they are released into the sea, which
have changed with time. Nevertheless, liquid and gaseous discharges supplied by EDF
since the power plant was commissioned were completed firstly by an evaluation of
35
carbon 14 activities (making use of data in foreign literature), and of nickel 63 in liquid
discharges (making use of recent measurements made by the OPRI).
For ANDRA's Manche Storage Centre, there is no simple relation between the
radiological inventory of stored waste and activity discharges measured in the
environment (particularly the Grand Bel and Sainte Hélène streams). This relation cannot
be determined unless the history of the packages and the rates at which radioactive
substances are transported in the subsoil (related to their solubility) are known. Therefore,
the reconstruction work consisted of specifying the different phases in the management of
water in the rainfall drainage network and in the separation network, by analysing and
explaining the origin of activities measured in the water in Sainte-Hélène stream.
For discharges from installations in the Port of Cherbourg Arsenal, the Ministry of
Defence provided the total summary of activities released in liquid and gaseous effluents
since 1980, which had never previously been presented in the public domain. Cross
controls means for these installations are even more limited. Releases into the marine
environment are much lower than discharges from COGEMA's reprocessing plants and
their contribution to the added activity in the environment is very low.
The working group also attempted to re-examine incidents that occurred in Nord-Cotentin
nuclear installations during the last three decades and that caused discharges of activity
into the environment, in greater detail. In particular, a critical analysis and a reconstruction
of discharges or a re-estimate of discharges estimated at the time that incidents occurred,
were made for three events. These events are:
- the tritium contamination to Sainte-Hélène stream through the water table under
storage facilities (October 1976), at the La Manche storage centre,
- the perforation in the liquid discharges sea pipe from COGEMA's La Hague plant
(December 1979) that contaminated Moulinets beach2,
- the fire in the UNGG fuel reprocessing waste silo (January 1981) in the COGEMA La
Hague plant that caused a radioactive atmospheric release.
For example, this search for exhaustiveness that consisted of not deciding that any event
was minor unless an evaluation showed it to be minor, helped to estimate the significant
2 A complementary report of the GRNC was published in June 2000 concerning the analysis of
the perforation of the pipe. This report has not been considered in the analysis presentedhereafter.
36
contribution of strontium 90 during the silo incident, although impact evaluations at the
time were limited to considering the impacts of cesium 137.
Releases of more than 80 radionuclides were reconstructed over a period of about thirty
years, considering all installations combined. The results obtained do not cast doubt on
data supplied by operators in terms of released activity, however, they did help to clarify
the composition of discharges necessary to make dosimetric impact calculations.
2.3.2. Inventory, appraisal and analysis of environmental measurements
The second working group collected and interpreted environmental measurements
performed by different organizations (operators, institutional and non-institutional
measurement laboratories) [17].
In doing this, it was not enough simply to collect information. The variability of
measurements within the same laboratory and in different laboratories had to be analysed.
It was then necessary to define factors that had an influence on radioactivity levels in the
environment and that could explain the observed differences, particularly considering the
objectives assigned to the measurements made. Samples, processing and radioactivity
measurements of samples are adapted to the objectives specific to each laboratory
(surveillance, expertise or research). This may make it difficult to compare results,
particularly because detection thresholds are different depending on the objectives.
The working group spared no effort to be exhaustive for its inventory of samples and
measurement types. On the other hand for the measurement results, it was decided to give
priority to the information that is most relevant for the comparison with model results and
for estimates of doses to populations, considering the large amount of data to be collected
and verified within a limited time. In the end, only the results of measurements made after
1978 were used, since these measurements were usually computerized and their quality
was significantly better due to the use of higher performance detectors, particularly for
gamma spectrometry. Therefore, the study includes data available from 1978 to 1997.
This work, which had never previously been done in France, helped to collect and
analyse about 500,000 “determinations of radionuclide or total activity concentrations”.
Most of the measurements used had been made by the operator or inspection
organizations (see figure 5). However, even though the numbers of samples taken by
non-institutional laboratories and research organizations were fewer, they were very
37
useful because they provided complementary information about radioactivity levels at
release points, and particularly for bio-indicators or specific radionuclides.
OPRI
17.54%
ACRO 0.14%GREENPEACE 0.01%
ANDRA 5.01%
COGEMA50.86%
CRIIRAD 0.08%EDF 2.97%
GEA
16.10%
LDA50
1.87%
LERFA
5.44%
499983
Figure 5. Source of measurements used
In summary, despite the diversity in procedures, all the work done on environmental
measurements has demonstrated that all results are generally consistent when all
evaluation elements are considered, and participants have reached a consensus about the
analysis of the variation of radioactivity levels detected in the environment. Therefore,
these results were collectively validated so that they could be compared with the results
predicted by models for transfers through the environment, or could be used directly for
dosimetric reconstruction when there are no suitable models.
This large scale review required a great amount of work. The collected data and the
analysis results are now available on a CD Rom. This data bank may be enlarged in the
future when new data become available.
38
2.3.3. Comparison between model results and measurements
The general objective of the third working group was to propose the most suitable models
for estimating the concentrations of radionuclides released into the environment by nuclear
installations in the Nord-Cotentin [18]. The group's activities took place in three steps.
The first step consisted of making a comparison between available models for dispersion
of discharges into the atmosphere and into the sea, and identifying which were the best
adapted to the objective which was a detail dosimetric evaluation taking the best account
of the characteristics of the local context. This investigation procedure included an
examination of models used by the IPSN, the European PC-CREAM model and models
used by different French operators (COGEMA, ANDRA, EDF) in regulatory release
authorization procedures. Since the observed differences between the models for
atmospheric and sea discharges were rarely greater than 10, the group considered that this
type of difference was normal. They are partly due to the inherent nature of the models
and the representativeness of the chosen parameters, and partly due to the inevitable
fluctuation of the environmental measurements used to build these models.
The second step, in which the results of the models used were compared with
measurements, included an adjustment of model parameters to suit local reality whenever
possible (very exceptional for this type of work). There is no doubt about the benefit of
these comparisons in the marine environment, where sufficient numbers of sufficiently
sensitive environmental measurements are available for many radionuclides. However in
the terrestrial domain, the fewer number of measurements above detection limits and the
relative magnitude of the background radioactivity made it impossible to carry out an
equally extensive comparison between models and measurements.
The third step consisted of calculating environmental concentrations over the entire period
as a function of the discharges from installations based on the finally selected models.
Thus, the working group supplied atmosphere-to-ground transfer coefficients for the
nineteen communes in the Beaumont-Hague canton. These coefficients were estimated
based on average weather conditions for the years 1992 to 1997, and in particular take
account of different wind classes and speeds in dry weather and in wet weather. Activity
transfer coefficients for air-to-animal transfers and air-to-plant transfers for plant species
in the food chain were also supplied.
39
Although IPSN speciality departments prepared the model, the results were presented,
discussed and criticized within the working group, and then in the plenary group. The
role of local associations and laboratories was fundamental for making the selected
models as realistic as possible taking local features into account as accurately as possible.
A systematic comparison between model forecasts and environmental measurements
actually made enabled an adjustment of model parameters to local reality.
2.3.4. Dose and risk calculations
The activity of the fourth group consisted firstly of estimating the average dose to the
bone marrow received by the «cohort» considered (children and young adults from 0 to
24 years old in the Beaumont-Hague canton) due to nuclear industrial installations in the
region and due to other exposure sources, and then estimating the corresponding risk of
leukemia [19]. This evaluation was made in three steps: reconstruction of the exposed
population (the cohort), evaluation of individual doses to the bone marrow and calculation
of a number of cases of leukemia that could theoretically be assigned to exposure to
ionising radiation.
Reconstruction of the cohort
This work was done based on the compilation and extrapolation of demographic data
derived from censuses and birth registers based on the assumption that any person born in
the study area (Beaumont-Hague canton) lived in the same canton until her or his 25th
birthday (or until 1996). Since the risk calculation covered the 1978-1996 period, it was
necessary to use data starting in the year 1954 in order to reconstruct the cohort.
Consequently, all generations from 1954 to 1996 were considered. The number of
school-children was also used to take better account of the increase in the population of
children during the “major construction” period during which the second COGEMA La
Hague plant was built between 1982 and 1989. The number of young people (0 - 24
years) who lived in the Beaumont-Hague canton during the period considered (1978-
1996) was 6,656 persons (see Table 5).
40
Table 5. Size of the reconstructed 0-24 year old cohort in theBeaumont-Hague canton between 1978 and 1996
Persons born in thecanton (1954 to
1996 generations)
Influx during “Majorconstruction”
Total
Number of persons(reconstructed cohort)
5,506 1,150 6,656
Person.years 55,437 13,871 69,308
Estimate of exposure of the cohort
The values of parameters characterizing dose-relevant habits of persons in the cohort were
discussed and then validated, giving priority to realism. The objective was to determine
average exposure situations based on the following parameters:
- food rations for different age classes and for each food category;
- auto-consumption rates;
- time spent inside homes, bathing, on the beach, in the sea;
- quantities of sand, soil or sea water accidentally swallowed;
- resuspension rates;
- protection factors in homes (walls and roofs);
- average breathing rates (as a function of the age of persons);
- fishing locations.
The values used for these parameters were adjusted to suit the local habits in the Nord-
Cotentin region whenever necessary. For example, spreading seaweed on vegetable
gardens, greater cider or jam consumption than the average in France, all of which were
identified following local enquiries and due to the presence of experts familiar with local
habits and customs among the GRNC members.
Doses (individual and collective) to the bone marrow (a target organ for the risk of
leukemia) were calculated for the entire cohort based on data for the concentrations of the
various radionuclides in different compartments of the environment. Doses related to
discharges from nuclear installations were calculated since 1966, both for routine
discharges and for discharges due to accidents and incidents. The evaluation of other
sources of exposure to ionising radiation (medical, natural, fallout from atmospheric
testing of nuclear weapons and the Chernobyl accident) was mainly based on a
41
bibliographic study. Finally, doses to the foetal bone marrow during pregnancy (in utero
exposure) were considered only for routine discharges from nuclear installations.
Furthermore, since doses to the bone marrow had been calculated for “average persons”
in the cohort, the group considered different scenarios to estimate the variability of results
as a function of possible particular habits: “cohort scenarios” were thus defined to
quantify, in terms of dose to the bone marrow, the four particular habits identified in the
1997 study by Professor Jean-François VIEL as being statistically significant factors
contributing to the risk of leukemia. These are:
- prolonged presence on local beaches by children,
- prolonged presence on local beaches by mothers during pregnancy,
- the higher consumption than average of local seafood,
- living in a granite house or a house with a large concentration of radon.
This was done by applying a factor of 2 or 5 to the value selected for the corresponding
parameters (time spent on the beach, food ration, radon concentration and exposure to
terrestrial radiation) to the average estimate made for the cohort. The individual dose to the
bone marrow (associated with exposure during childhood) was also calculated for these
scenarios.
Estimating the risk of the leukemia
The last step in the calculation consisted of estimating the number of cases of leukemia
that could theoretically be assigned to exposure to ionising radiation (radiation-induced
risk) considering doses made to the bone marrow. As mentioned above, the estimate was
based on the dose-effect relationship without any threshold. This radiation-induced risk
was calculated for the period during which epidemiological data were available elsewhere
(1978-1996). The risk models selected to estimate the risk due to exposure during
childhood (ex utero) were the model proposed by the United Nations Scientific
Committee for the effects of Atomic Radiation (UNSCEAR) [20] in 1994 and the model
proposed by the United States Academy of Science (BEIR) [21], for which the risk
coefficients are derived from the study of survivors of the Hiroshima and Nagasaki
atomic explosions. The models selected for in utero exposure were those developed by
the NRPB and derived from the Oxford Study on Childhood Cancers (OSCC) in 1989
[22]. The collective leukemia risk was calculated mainly using the European ASQRAD
42
program for the assessment of the radiological risk, developed by the CEPN and the
NRPB [23].
It should be emphasized that the group used these internationally recognized models to
calculate the risk of leukemia without carrying out their own critical analysis, although in
this case they are used within a dose range very far from the range in which they are
normally used. Dose levels for which the program is valid are between 50 and 200 mSv
for the different radiation-induced cancers in the study of Hiroshima and Nagasaki
survivors, and starting from 10 mSv for foetal doses in the English study.
2.3.5. Evaluation of effective individual doses for particular scenarios
The fourth group also estimated the effective dose (whole-body dose) for population
groups or persons likely to be most exposed to discharges from the COGEMA La Hague
plant due to their geographic location or lifestyle habits. This evaluation was made to
provide background information for decisions necessary for the revision being made to
texts governing operation of the reprocessing plant. In doing this, the GRNC has set up a
series of scenarios taking account of local features concerning lifestyle habits. Thus,
individual doses (effective whole-body doses) have been estimated firstly for chronic
exposures expressed as an annual dose, and secondly for occasional exposures expressed
as a dose for an action or a situation with a limited duration.
The GRNC made a distinction between the following chronic exposures:
- critical scenarios used by COGEMA in its impact studies (fisherman of Goury,
inhabitant of Digulleville);
- three additional particular scenarios taking account of lifestyle habits or particular
locations of homes (fisherman of Huquets, 1500 m zone around the COGEMA La
Hague installation, farmer of Pont Durand).
Furthermore, taking account of information collected for the analysis of exposures of the
cohort, the GRNC made effective dose calculations for an "average adult" assuming
lifestyle habit parameters for an adult representative of the cohort and average
concentrations in the terrestrial and marine environment provided for the cohort. Exposure
pathways considered in this average scenario correspond to exposure pathways selected
for the cohort for routine discharges from nuclear installations.
43
About ten occasional exposures scenarios were selected, most of which model local and
usually fairly infrequent habits (or habits that could be observed exceptionally) known by
local participants in the GRNC, for example fishing in Sainte-Hélène stream, the footpath
close to the sea discharge of the radioactive effluents pipe from the COGEMA plant,
eating a crab caught close to this discharge pipe, and bathing near the mouth of the Sainte-
Hélène.
45
3. RESULTS
This chapter describes the main results and conclusions of the GRNC firstly about
exposures and risks of leukemia for the cohort of 0-24 year old children and young
people in the Beaumont-Hague canton, and secondly exposures associated with specific
scenarios for the most exposed persons around the COGEMA La Hague plant. These
results are also discussed and compared with the results of the COMARE study carried
out in the United Kingdom.
3 .1 . Exposures and risks of leukemia for the cohort
3.1.1. Individual exposures
The annual individual ex utero dose to the bone marrow due to all exposure sources
(nuclear installations, and medical, natural, atmospheric testing of nuclear weapons and
the Chernobyl accident) for the cohort was estimated at between 2720 µSv and in the
range of 5000 µSv per year. Among these exposures, ex utero doses related to discharges
from nuclear installations during the period are between less than 1 and 11 µSv per year.
The observed variations reflect differences in exposure depending on the age of persons
and differences in the amount of radioactivity in the environment depending on the period
considered. Individual doses to the bone marrow due to in utero exposure associated with
routine discharges from nuclear installations should also be added to this estimate. These
doses vary between 0.3 µSv for the generation of children born in 1967 and 10 µSv for
the generation born in 1972.
In detail, it can be noted that ex utero doses due to routine discharges from installations
varied with time as a function of discharges (see Figure 6 for nursing infants). The
highest doses were in 1985, the year in which liquid discharges from the COGEMA La
Hague plant were maximum. In that year, the ex utero dose to the bone marrow was
estimated at:
- 11 µSv for nursing infants (mainly due to accidental ingestion of sand),
- 4 µSv for children,
- and of the order of 6 µSv for young adults (the food ration of seafood for young
adults being greater than for children).
46
0,00E+00
2,00E-06
4,00E-06
6,00E-06
8,00E-06
1,00E-05
1,20E-05
1966
1967
1968
1969
1970
1971
1972
1973
1974
1975
1976
1977
1978
1979
1980
1981
1982
1983
1984
1985
1986
1987
1988
1989
1990
1991
1992
1993
1994
1995
1996
Year
Ind
ivid
ual
do
se t
o t
he
bo
ne
mar
row
in S
v
Inhalation
Exposition externe
Ingestion
Inhalation
External exposure
Ingestion
Figure 6. Individual ex utero doses to the bone marrow (1 year oldnursing infant)
A large variation in the exposure to natural sources is observed, related to the differences
in dietary habits depending on the age of persons. The dose is maximum for nursing
infants and is minimum for 13-14 year old children. Table 6 shows the breakdown of
these doses as a function of the exposure sources considered.
Table 6. Annual individual doses to the bone marrow due to naturalexposure sources
Exposure type Dose to the bone marrow
(µSv per year)
Natural
- radon
- cosmic
- terrestrial
- intake of natural radionuclides
1950 - 3460
330
270
410
940 - 2450
The maximum value for atmospheric testing of nuclear weapons was estimated for the
year 1963 (namely 270 µSv). Estimates for recent years are 30 µSv per year, includithe
47
contribution of the Chernobyl accident that was estimated at less than 10 µSv per year.
(This contribution concerns the years 1986 and 1987).
Note also that the two most significant release accidents (the perforation of the sea
discharge pipe from the COGEMA installation in December 1979 and the silo fire in
January 1981) only caused exposure for a small fraction of the cohort. As an illustration,
the maximum individual doses for a single person assumed to have been exposed, born in
1971 and living in the village of Herqueville (the closest village on the down wind side
from the silo fire) were observed in the twelve months following the accident considered,
and were equal to 61 µSv for the perforation of the sea discharge pipe and 700 µSv for
the silo fire. Figure 7 illustrates the variation with time of the annual ex utero dose to the
bone marrow for this person due to the silo fire compared with the estimated dose due to
routine discharges from installations. For the year 1995, the ex utero dose to the bone
marrow associated with the two accidents for the same person was estimated at 3 µSv and
was therefore additional to the dose to the bone marrow related to routine discharges from
nuclear installations estimated at about 5 µSv for 1995.
Comparison between individual doses to the bone marrow added due to the perforation of the discharge pipe, and doses due to routine releases for the 1971 generation (Herqueville inhabitant)
10
7,00E-04 Sv
0,00E+00
5,00E-06
1,00E-05
1,50E-05
2,00E-05
2,50E-05
3,00E-05
3,50E-05
4,00E-05
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24
Age
Do
ses
to t
he
bo
ne
ma
rro
w in
S
v
silo
Fonctionnement normal desinstallations nucléaires duNord-Cotentin
Silo
Routine releases
Figure 7. Additional individual ex utero doses to the bone marrowrelated to the silo fire for a person from the 1971 generationassumed to be exposed (Sv per year)
48
Table 7 contains a summary of estimated individual doses for the cohort taking account of
variations according to the age of persons and the variation of exposure during the
analysis period.
Table 7. Individual annual ex utero doses to the bone marrow
Exposure type Dose to the bone marrow
(µSv per year)
Nuclear installations
Routine discharges*
Incidents
< 1 - 11
0 - 700
Medical 740
Natural 1950 - 3460
Atmospheric testing of nuclear weapons and
the Chernobyl accident
30 - 270
Total 2721 - ~ 5000** * Not including the individual in utero dose to the bone marrow related to routine discharges that vary
from 0.3 to 10 µSv depending on the generation considered. ** This is an indicative value, as far as the maximum values for the different exposure types correspond
to different reference years for routine releases, incidents and atmospheric testing.
3.1.2. Collective exposures
Based on all the individual doses presented above, the total collective dose to the bone
marrow for the cohort of young people in the Beaumont-Hague canton for the 1954-1996
period is 322 person.sievert. The preponderant exposure source is natural exposure with
a contribution of about 74%, namely 241 person.Sv. The main natural exposure pathway
is ingestion of Polonium 210 (21% of the total collective dose), mainly through the
ingestion of seafood. Medical exposure is a non-negligible source of exposure (24% of
the total collective dose, namely 76 person.Sv). Exposure due to fallout from atmospheric
testing of nuclear weapons and the Chernobyl accident contribute about 2%
(5 person.Sv). Finally, routine discharges from nuclear installations in the Nord-Cotentin
contribute less than 0.1% (0.30 person.Sv). Out of the contribution from nuclear
installations, marine discharges contribute about 78% of the collective dose, the
preponderant exposure pathways being ingestion of seafood (42%) and external exposure
49
by beach sand (22%). The exposure pathway consisting of the accidental ingestion of
sand (representing 9%) is particularly applicable to young children.
When the sea discharge pipe from the COGEMA installation was perforated (1979-1980),
the collective added dose to the bone marrow for the exposed cohort (estimated at 24% of
the total cohort) was estimated at about 0.04 person.Sv (to be compared with
0.30 person.Sv due to normal operation). During the 1981 silo fire, the collective added
dose for the exposed population (estimated at 20% of the total cohort) was estimated at
about 0.14 person.Sv.
Finally, the collective dose to the bone marrow resulting from in utero exposure due to
routine discharges from local nuclear installations was estimated at 0.02 person.Sv,
which is about 6% of the collective dose (ex utero and in utero) due to routine discharges
from local nuclear installations. Table 8 summarizes the various contributions to the
collective exposure.
Table 8. Contribution of various sources of exposure to thecollective ex utero dose for the 1966-1996 period
Exposure source Collective dose for the 1966-1996 period
(person.sievert)
Nuclear installations
Routine discharges* 0.3
Incidents 0.18
Natural sources 241
Medical sources 76
Nuclear tests and the Chernobyl accident 5
Total 322.5 * Not including the collective dose to the bone marrow due to in utero exposure associated with
routine discharges from local nuclear installations. This is estimated at 0.02 person.Sv.
50
3.1.3. Risks of radiation-induced leukemia for the cohort
Based on the selected dose-effect relationships for the entire cohort and for the 1978-1996
period corresponding to the period covered by the epidemiological studies, the total
number of leukemia cases within the cohort that could theoretically be assigned to ex utero
exposure to ionising radiation in the Nord-Cotentin, is 0.835. The total number of cases
of leukemia associated with in utero exposure due to routine discharges (namely 0.0003)
should be added, which increases the estimated number of cases by the order of 33%
compared with cases that can be assigned to ex utero exposure due to routine discharges
alone. Figure 8 shows the proportion associated with each exposure source. Natural
exposure and medical exposure are the main contributors to the risk (74% and 24%
respectively). Nuclear installations in the Nord-Cotentin contribute 0.0014 case (for ex
utero exposure) namely 0.1% of the total, corresponding to 0.0009 case due to routine
discharges and 0.0005 case due to incidents (0.0001 case for the perforation of the
COGEMA sea discharge pipe and 0.0004 case for the COGEMA silo fire).
Nord-Cotentin nuclear installations
0,1%Medical exposures24,3%
Natural exposures74,2%
Fallout from nuclear weapon tests and
the Chernobyl accident
1,4%
Figure 8. Proportion of the number of ex utero cases of leukemia as afunction of exposure sources
There are several different exposure pathways for routine discharges from installations.
Exposure pathways corresponding to marine discharges contribute almost 87% of the
total risk of leukemia that can be assigned to local installations, the predominant pathway
51
being ingestion of seafood (fish, molluscs and crustaceans). In terms of individual risk,
the 1970 to 1980 generations have the highest risk of leukemia over the observation
period considered (between 1978 and 1996). Thus for these persons, the estimated risk of
the incidence of leukemia that can be assigned to exposure caused by local nuclear
installations accumulated between the ages of 0 and 24 years is between about 0.2 and 0.3
per million. Figure 9 shows the distribution of the number of cases of leukemia as a
function of the different ex utero exposure pathways considered.
Accidental ingestion of sand14%
Ingestion of products contaminated by sea spray
and spreading6%
Ingestion of land products6%
External exposure to beach sand28%
External exposure to gaseous discharges
7%
Other pathways0.1%
Ingestion of seafood39%
Figure 9. Distribution of the number of ex utero cases of leukemiathat can be theoretically assigned to routine dischargesfrom nuclear installations in the Nord-Cotentin as afunction of exposure pathways
Table 9 summarizes the estimated numbers of leukemia cases that can theoretically be
assigned to different sources of exposure to ionising radiation in 6656 young people
between 0 and 24 years old for the Beaumont-Hague canton during the 1978-1996
period.
52
Table 9. Summary of estimated numbers of cases of radiation-induced leukemia for the cohort
Exposure source Number of cases of radiation-
induced leukemia for the cohort
Nuclear installations
Routine discharges*
Incidents
0.0014
0.0009
0.0005
Natural sources 0.62
Medical sources 0.2
Atmospheric testing of nuclear weapons and
the Chernobyl accident
0.01
Total (rounded) 0.835
* The in utero contribution to the exposure risk should be added which is equal to 0.0003 cases, thisvalue being calculated only for routine discharges from nuclear installations.
Thus, the proportion of cases that can theoretically be assigned to exposure related to
nuclear installations (ex utero and in utero) represents less than 0.2% of all cases that can
be assigned to all ionising radiation exposure sources. Based on this estimate, the
probability that a case of leukemia can be assigned to discharges from local nuclear
installations is of the order of 1 to 2 per thousand (apart from in utero exposure) for all
members of the cohort for the 1978-1996 period. Exposure to natural and medical sources
contributes more than 99.8% of the total risk.
3.1.4. Sensitivity analysis
An analysis of four particular cohort exposure situations can be considered as a sensitivity
analysis of average risk estimates calculated for the cohort. This analysis leads to the
following conclusions:
- "Prolonged presence on the beach of children during their childhood" and " prolonged
presence on the beach of mothers during pregnancy" exposure situations show that
increasing presence on beaches by a factor of 5 (namely 1h20 per day for 24 years)
does not significantly increase the risk of radiation-induced leukemia.
53
- In the "consumption of local fish and seafood" exposure situation, a person who
consumes a large quantity of local seafood (up to 590 g per day) will have her or his
radiation-induced risk from all exposure sources increased by about 73%, mainly due
to the ingestion of radionuclides from natural sources (polonium 210 contributing
almost the entire dose).
- The "living in a granite house" exposure situation shows a risk that increases with the
concentration of radon. An increase in the radon concentration by a factor of 5 above
the average concentration (74 Bq.m-3) will increase the risk by almost 100%.
3 .2 . Exposure due to particular scenarios
The objective is to calculate annual doses (expressed as doses to the whole body (effective
dose) and not simply to the bone marrow) for persons likely to be more exposed than the
average of inhabitants in the canton. Thus, the GRNC analysis of these particular
exposure situations compared exposure levels corresponding to situations leading to the
highest effective doses with exposure levels corresponding to the critical group situations
selected by COGEMA in its impact studies. The years included in Table 10 are the years
for which the impacts on marine and terrestrial pathways were greatest.
Table 10. Comparison of particular scenarios and COGEMA criticalgroups
Individual effective dose (µSv/y)
1985 1996
COGEMA "critical groups"
- Fishermen of Goury 41 5
- Inhabitants of Digulleville 14 6
GRNC particular scenarios
- Fishermen of Huquets 226 26
- Farmers of Pont-Durand 53 59
The results obtained for fishermen of Huquets and inhabitants of the hamlet of Pont-
Durand particular scenarios give values for 1996 about 5 to 10 times higher than values
obtained with the critical groups used by COGEMA in its regulatory estimates of the
impact of its discharges using the same methodology as was used by the GRNC. These
54
differences are due to choices made about lifestyle habits and locations with the worst
exposure. The results may be considered as being a sensitivity study for these two
factors.
Concerning the "average scenario" for an average adult in the canton whose lifestyle
habits and exposure pathways are derived from the analysis of the 0-24 year old cohort,
the values obtained for individual effective doses are: 18 µSv/y for the year 1985 and
4 µSv/y for the year 1996.
Furthermore, individual effective doses corresponding to about twelve occasional
scenarios (in other words that might be observed a few times a year in the Nord-Cotentin
region) are given for an occurrence in Table 11. The results show that taking account of
particular habits results in increases in the effective dose that are less than, or as a
maximum are of the same order of magnitude as the effective dose associated with the
"average scenario". The only way that an effective dose of several hundred µSv could
have been received would be to have eaten a crab caught close to discharge point during
the year 1985.
Table 11. Individual doses associated with occasional scenarios
Scenario description Effective whole-body dose(µSv/occurrence)
Fishing close to the COGEMA plant discharge pipeWalking close to the pipeFishing at the bottom of the concrete block and postsWalking in the Anse des MoulinetsDiving near the pipeEating a crab (250 g) caught less than 300 m from thedischarge point in 1985Using Sainte-Hélène water in 1979Using Sainte-Hélène water in 1986Fishing in Sainte-Hélène in 1979Fishing in Sainte-Hélène in 1986Playing at the mouth of the Sainte-Hélène in 1987Playing at the mouth of the Sainte-Hélène in 1991Walking close to the Manche Centre
20 µSv7.5 µSv2.75 µSv< 1 µSv2.5 µSv
313 µSv (7-12 years old)10 µSv3 µSv
0.015 µSv2 µSv10 µSv0.5 µSv0.5 µSv
55
3 .3 . Interpretation of the results in terms of risk
The results given above concerning the estimate of the risk of leukemia for the cohort are
expressed in terms of average risk value for an exposed population during a determined
period, comparable to the period for epidemiological studies. The result is 0.835 case of
leukemia that can be assigned to ionising radiation from all exposure sources. In reality,
either zero, one or several cases of leukemia are observed, but never a fraction. A
statistical type of interpretation is necessary to better estimate the significance of the
estimated risk to the cohort, in other words a probabilistic law has to be used. A
"Poisson"' distribution is applicable for this statistical phenomenon. We are dealing with
rare events; about 70,000 person.years of exposure creating a risk per person per year of
exposure of the order of 1 in 100,000 of developing leukemia that can be assigned to all
sources of exposure to ionising radiation. The statistical analysis suggested to interpret the
results considers three separate probabilities of occurrence of leukemia:
- as a function of the basic incidence of leukemia for the general population
(independently of estimated risks of radiation-induced leukemia);
- leukemia cases that could potentially be assigned to ex utero exposure to discharges
from nuclear installations;
- leukemia cases that could potentially be assigned to all ex utero exposures to ionising
radiation.
The basic incidence of leukemia
Firstly, considering a cohort with the same risk of leukemia as the French population in
general (estimated using results taken from the FRANCIM French cancer registers
network applied to the Nord-Cotentin cohort), the number of cases expected for the entire
cohort over the observation period considered is equal to an average of 1.9 cases. This
value should be compared with four cases actually observed in the same population
during the 1978-1996 period. Application of a Poisson distribution to this average value
(see Figure 10) gives an estimated probability of observing at least four cases related to
the basic incidence of leukemia during the same period equal to 12%. Since this
probability is greater than the 5% confidence threshold usually used in epidemiological
studies, the possibility that this excess number of cases could be due to chance cannot be
ignored. However, it should be noted that the incidence of leukemia during the 1978-
1996 period in the Beaumont-Hague canton remains high compared with what would be
expected according to the reference rates, although this difference remains very limited.
56
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
100%
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Probability of occurrence of exactly xcasesProbability of occurrence of x or morecases
5% conventional threshold
Number of cases
x
Probabi l i ty o f observ ing exac t ly
x cases
Probabi l i ty o f observ ing
x or more cases
0 14.957% 100%
1 28.418% 85.043%
2 26.997% 56.625%
3 17.098% 29.628%
4 8.122% 12.529%
5 3.086% 4.408%
6 0.977% 1.321%
7 0.265% 0.344%
8 0.063% 0.079%
9 0.013% 0.016%
10 0.003% 0.003%
Figure 10. Probability of observing leukemia according to a Poissondistribution with average 1.9
(corresponding to the basic incidence derived from the French average applied to theBeaumont-Hague canton for the 1978-1996 period, for persons between 0 and 24years old)
The risk associated with nuclear installations
The evaluation of the number of cases of leukemia that can be assigned to ex utero
exposure during childhood due to discharges from Nord-Cotentin nuclear installations is
an average of 0.0014 cases for the entire cohort over the observation period, that can be
compared with the four observed cases. Application of a Poisson distribution to this
average value (see Figure 11) results in an estimate of the probability of observing at least
57
one case during this period that can be said to be caused by Nord-Cotentin nuclear
installations of 1.4 per thousand (0.14%) (the probability of observing at least two cases
is of the order of one per million). Furthermore, the average risk of leukemia for each
person in the cohort during this period that can be assigned to ex utero exposure related to
routine discharges from local nuclear installations is extremely low, since it is equal to
about 1 per 100 million per year of exposure. This value is equal to the risk of occurrence
of leukemia, related to the number of person-years.
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
100%
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Probability of occurrence of exactly xcasesProbability of occurrence of x or morecases
Number of cases x Probabi l i ty of occurrence of
exac t ly x cases
Probabi l i ty of occurrence of x or
more cases
0 9.99 10-1 1
1 1.40 10-3 1.40 10-3
2 9.79 10-7 9.79 10-7
3 4.57 10-10 4.57 10-10
4 1.60 10-13 1.60 10-13
5 4.48 10-17 4.48 10-17
Figure 11. Probability of occurrence of leukemia according to aPoisson distribution with average 0.0014
(corresponding to the estimated number of cases of leukemia that can be assigned toex utero exposure to discharges from nuclear installations in the Beaumont-Haguecanton during the 1978-1996 period for persons aged from 0 to 24 years)
58
The risk associated with all exposures
The evaluation of the number of cases of leukemia that can be assigned to all ex utero
exposure to ionising radiation during childhood (natural irradiation, medical exposure,
fallout from atmospheric testing of nuclear weapons and the Chernobyl accident,
discharges from nuclear installations) is of the order of 0.835 case, namely about one
quarter of the number of cases observed. 99% of this risk can be assigned to sources
other than discharges from nuclear installations, including almost 75% due to natural
radioactivity, 24% due to medical exposure and of the order of 1% for fallout from
atmospheric testing of nuclear weapons and the Chernobyl accident. The use of a Poisson
distribution applied to the number of leukemia cases that can be assigned to all ex utero
exposures to ionising radiation gives results of 57%, 20% and 5% as estimates of the
probability of observing at least 1, 2 and 3 cases respectively that can be assigned to all
sources during the same period (see Figure 12). Therefore on this basis, it is impossible
to reject the assumption that some of the four observed cases of leukemia could be due to
natural irradiation and medical exposure. The average individual risk within the cohort
corresponding to these exposure sources is of the order of one per 100,000 per person
and per year.
59
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
100%
0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10
Probability of occurrence of exactly xcasesProbability of occurrence of x or morecases
Number of cases
x
Probabi l i ty of occurrence of
exac t ly x cases
Probabi l i ty of occurrence of
x or more cases
0 4.34E-01 1
1 3.62E-01 5.66E-01
2 1.51E-01 2.04E-01
3 4.21E-02 5.26E-02
4 8.79E-03 1.05E-02
5 1.47E-03 1.70E-03
6 2.04E-04 2.31E-04
7 2.44E-05 2.72E-05
8 2.54E-06 2.80E-06
9 2.36E-07 2.56E-07
10 1.97E-08 1.98E-08
Figure 12. Probability of occurrence of leukemia according to aPoisson distribution with average 0.835
(corresponding to the estimate of the number of cases of leukemia that can beassigned to ex utero exposure to ionising radiation in the Beaumont-Hague cantonduring the 1978-1996 for persons aged from 0 to 24 years)
60
3 .4 . Conclusions and recommendations of the GRNC
Considering all the results presented above, the GRNC final main conclusions [9] are:
"Epidemiological studies have shown that the total number of cases of leukemia expected
in the Beaumont-Hague canton from 1978 to 1996 would be of the order of 2 if the
occurrence rate of this disease was the same as the value observed nationally. Four cases
were observed. Nevertheless, this difference is not statistically significant.
The reconstruction of exposures from nuclear installations, as was done by the Nord-
Cotentin Radioecology group, has led to a calculated number of 0.0014 case of radiation-
induced leukemia3 during the 1978-1996 period. This number is low considering the
incidence of leukemia observed by recent epidemiological studies.
However, this result is an average estimate and at this stage it should be emphasized that
margins of uncertainty have not been quantified. Due to these reservations, some
members of the group are of the opinion that it is impossible at this stage to conclude that
it is unlikely that discharges from nuclear installations contribute to the incidence of
leukemia observed in the Beaumont-Hague canton.
The results obtained can be compared with the results of similar studies carried out in the
United Kingdom around the Dounreay and Sellafield reprocessing plants. The conclusion
of the British studies was that the observed number of cases of leukemia cannot be
explained by discharges from nuclear installations".
More generally, the GRNC concluded that "the work done (epidemiological and radio-
ecological) cannot explain the relatively high observed number of cases of leukemia, but
does not disprove the basic working assumption that there is no threshold in the
dose/effect relationship, in other words low doses are related to a low risk rather than a
zero risk. However as a result of this work, it is recommended that priority should be
given to carrying out a more detailed study of exposures due to medical and natural
sources in the Nord-Cotentin, and that in any case, exposures of the public to all sources
should be minimized (as required by the regulations)".
3 The contribution to the risk of in utero exposure associated with routine releases of nuclear
installations has to be added and corresponds to 0.0003 case.
61
Based on its work, the GRNC suggested a series of recommendations in order to study
some aspects of the evaluation of exposures and risks for the population of the Beaumont-
Hague canton in more detail, and also more generally to draw information from this
experiment for monitoring exposure of various populations to ionising radiation. The
main recommendations are presented briefly below.
Exposure sources other than nuclear installations
"More detailed retrospective studies should be carried out locally on medical analyses on
young people and pregnant women as a result of these exposure sources. It would also be
important to widen the scope of the expertise to include other pollution sources (chemical
pollution, etc.) and their synergy (if any) with the effects of ionising radiation".
Uncertainty analysis
"Uncertainty analysis on the effect of the variability of all data used, and particularly the
variability of the measurements, were carried out in the marine environment but were not
used for the dose calculation. It should be emphasized that a global uncertainty analysis
was not carried out for similar work done in the United Kingdom. A study of this type
could be made later (for the Beaumont-Hague canton - editor's note)".
Surveillance
"The group has made extensive use of the results of environment monitoring
measurements, but also observed the need for more specific measurements for some
radionuclides and lower detection limits in order to better estimate population exposure
levels in the future...
Finally, a framework needs to be defined for cooperation between the various laboratories
that contributed to building up the environmental measurements database in order to
continue updating this base and widening it to include indicators that are not included at
the present time".
Pluralist expertise
"Considering the reactions of these various stakeholders (members of the GRNC -
editor's note), it will be necessary to consider the contribution of this type of expertise to
the process for analysing impact files in other situations later".
62
3 .5 . Comparison of the GRNC results with the COMARE results
For the purpose of a comparative analysis, although a lot of differences have to be
quoted, it is interesting to summarize the results obtained in the COMARE study on the
population of young people from 0 to 24 years old living close to Sellafield installations in
the United Kingdom (BNFL Seascale plant in the West Cumbria region), for which the
last re-estimate was published in 1996.
This estimate applies to populations exposed between 1945 and 1992 and includes a
population of 1348 persons. The main results obtained in terms of ex utero and in utero
doses to the bone marrow and the risk of leukemia that can be assigned to exposure to
ionising radiation are given in Table 12.
Table 12. Results of the COMARE study for populations living closeto the Sellafield installation
Exposure source Collective dose to thebone marrow
(person.sievert)
Number of cases ofradiation-induced
leukemia
Nuclear installations* 4.1 0.04
Natural sources 39 0.36
Medical sources 3.1 0.02
Atmospheric testing of nuclearweapons and the Chernobylaccident
2.2 0.03
Total (rounded) 48.5 0.45
* The reprocessing plant contributes 2.39 person.sieverts, and the Windscale fire contributes 0.917 man-sieverts to the total discharges from nuclear installations.
On this basis, the COMARE committee concluded that the estimated exposure of the
Seascale population to ionising radiation was much too low to explain the number of
cases of leukemia observed among young people during the period considered for the
study. Considering the number of cases of leukemia observed (12 cases) and estimated
doses for this population, the committee estimated that the received doses were about
25 times too low to explain the observed cases.
63
A direct comparison with the results obtained by the GRNC is difficult, particularly
considering differences in terms of the population size and the time during which
exposures were monitored, differences in the models used, lifestyle habits and the
amounts of discharges into the marine environment (more in the past for Sellafield than
for the COGEMA La Hague reprocessing plant). However, exposures and risks for
routine discharges were expressed per 100,000 person-years in order to make the GRNC
results comparable with the COMARE results (see Table 13). This analysis shows that the
estimated risks for the Seascale cohort are about 40 times higher than for the cohort in the
Beaumont-Hague canton.
Table 13. Comparison of COMARE and GRNC studies (only forroutine releases)
Seascale(Sellafield) [15]
Beaumont-Hague [9]
Period 1945-92 1966-96
Number of persons 1348 6656
Person-years ≈ 25300 94296
Collective dose (in utero and ex utero) due toroutine discharges
2.39 person.Sv 0.32 person.Sv
Collective dose per 100,000 person-years(in utero and ex utero) due to routinedischarges
9.45 person.Sv 0.34 person.Sv
Estimated number of radiation-induced casesin the cohort
0.020 0.0012
Risk of leukemia for 100,000 person-years 0.079 0.002
Keeping these differences in mind, it is interesting to compare the contributions of the
different exposure sources to the risk of leukemia that can be assigned to ionising
radiation, according to the two studies (see Table 14).
64
Table 14. Contribution as a percentage of the risk of leukemia thatcan be assigned to ionising radiation (rounded values)
Exposure source Seascale
COMARE1
Beaumont-Hague
GRNC2
Nuclear installations 9% 0.2%
Natural sources 80% 74.5%
Medical sources 6% 24.1%
Atmospheric testing of nuclear weapons
and the Chernobyl accident
5% 1.2%
1 Including ex utero and in utero exposures2 Including ex utero exposures only
These two evaluations (COMARE and GRNC) do not cover exactly the same types of
exposure, and the figures presented in this table have to be used with caution,
nevertheless some significant differences between these two evaluations can be identified:
- differences in the modes of exposure for discharges from installations due to
differences in terms of discharges, lifestyle habits and models;
- differences concerning medical exposure for which the contribution is much lower in
the GRNC study than in the COMARE study.
However, it can be noted that there is relatively good agreement about the magnitude of
natural exposure sources.
65
4 . PROSPECTS ARISING FROM THE GRNC'S EXPERIENCE
4.1 . The point of view of experts from associations
Before starting to discuss conclusions that can be drawn from the process set up by the
GRNC, it appeared important to question experts from associations who participated in
the group's work, after the work had been completed, in order to get a good
understanding of what they thought about the procedure and the lessons that they had
learned from it for the future. The fact that these experts wanted to explicitly express
reservations about the final conclusions clearly demonstrated differences in the
interpretation of the results, and also the method adopted by the group. The first step was
to organize individual meetings with Mrs. SENE from GSIEN and Mr. BARBEY from
ACRO, who directly participated in the GRNC work. A meeting was then held with
Mr. DESBORDES, President of the CRII-RAD in order to find out this association's
position, which participated in the work done by the GRNC but did not want to be
associated with its conclusions.
4.1.1. Mrs. SENE's point of view
Mrs. Monique SENE from GSIEN considered that the widened composition of the Nord-
Cotentin Radioecology Group was beneficial in that it increased the range of the debates
and that this type of method should be extended to other nuclear related contexts, and also
to other fields of expertise concerning risks to health and the environment. However, she
emphasized that it is impossible to do the work necessary to improve the efficiency of the
"independent" expertise (i.e. without depending on operators or inspection authorities),
unless sufficient human and financial resources are available for them. In other words,
experts or associations participating in similar experiments in the future will require direct
financial support.
Having said this, Mrs. SENE considered that the GRNC's results still include many
uncertainties about many calculations carried out by the working groups. She mentioned
the following examples of these uncertainties:
- the validity of models selected for the dispersion of radionuclides in the environment.
In this respect, she would be interested to know if there are other possible models
than those that were used, and also if the selected models are the most appropriate for
the situation. Are there any ongoing developments related to modelling of
environmental dispersion that could be used to produce more suitable new models in
66
the future? In this case, she considers that it would be useful to continue scientific
monitoring and making a new estimate as soon as possible. She considers that this
form of vigilance is essential in any rigorous and responsible scientific procedure.
- Identification of different causes of leukemia. Although the study does provide
elements of answers to the question raised by Professor VIEL about ionising
radiation, it completely ignores other possible causes. Therefore now that this first
investigation has been completed, all other possible causes of leukemia observed in
the region should be investigated.
Considering these limitations, Mrs. SENE emphasized the advantages of continuing
scientific research in order to better understand firstly the risks associated with exposure
to ionising radiation, and secondly the contribution (if any) of other risk factors.
Therefore for these various reasons, the GRNC results should be considered with caution
and presented specifying that they only reflect the state of current knowledge, and that this
knowledge can change quickly. She also emphasized that the work done by the GRNC
included drawing up a relatively exhaustive inventory of the situation in the Nord-
Cotentin (including cancers) that should now be used and kept up to date to provide
genuine health monitoring for the public and for workers.
Furthermore, in her opinion, the GRNC experience demonstrated the advantage of setting
up a new regulation mechanism for monitoring discharges from nuclear installations into
the environment. This regulatory control around nuclear installations should enable
increased, credible and sustainable participation of the public, particularly by getting a
pluralist expertise involved in the process of estimating and inspecting these installations.
The nature of this approach should encourage confidence in the entire evaluation and
control process, which up to now has mainly been based on confidence in the public
authorities through its control organizations. In her opinion, if this type of process is to
operate correctly, it must initiate a genuine dialogue between the various stakeholders,
accepting that all questions of all natures can be asked and that answers should be given to
them. In this respect, she considered it essential that operators and the public authorities
should make all information available to independent experts so that they can exert their
role of making critical examinations and thus supporting their questions. Mrs. SENE
found it very unfortunate that even now, frequently in processes in which independent
experts are involved, information is not provided until these experts ask for it, rather than
as a prerequisite before the process is started. The pluralist evaluation process must also
make it possible to reconsider existing evaluations regularly by adopting clear rules, for
67
example such as intervals defined as a function of the main steps in the life of installations
or at time of particular events. In this approach, she considered it important to be
particularly vigilant with regard to future discharges.
Finally, Mrs. SENE mentioned the difficulties caused by the participation of independent
experts in experiments like the GRNC, within the associations that employ these experts.
She considered that it is important to bear in mind, and to make members of associations
realize that:
- Participating in the work done by a group does not mean agreeing with everything
done by the group, and in particular that it is always possible to be able to express her
or his point of view at the end of the participation process. In any case, that is what
she did within the GRNC.
- Critically questioning the evaluations made and the results obtained in a pluralist
evaluation process does not necessarily mean disagreeing with the group and
disqualifying the work done.
In her opinion, she considered that it is important for independent experts to be able to
participate in GRNC type work to be able to ask questions, even if they are disturbing,
and obtain all available information. This is the price to be paid to have confidence in the
control process. She also believed that participation of a pluralist expertise in evaluation
work like that done in the GRNC is the means of gradually transforming the nuclear
installation control and monitoring system to make it more open.
4.1.2. Mr. BARBEY's point of view
Mr. BARBEY from ACRO believed that the composition of the GRNC resulted in partial
recognition of the associations and their role in the estimate of risks and controls of
discharges from nuclear installations. However, he emphasized that in the case of the
GRNC, this participation was limited to the expertise of members who were invited to
participate in the process, and that in this respect the associations did not have an official
role. This situation created some difficulties for participating experts with regard to
association members who were not directly involved.
Globally, Mr. BARBEY considered that the first objective of his participation in the
GRNC work, namely « opening black boxes » was achieved. His participation as a
68
scientific expert from an association was justified in his opinion, essentially by the desire
to know and understand all dispersion and exposure models used by operators and the
public authorities in the evaluation and authorization procedures related to radioactive
discharges from nuclear installations. Considering the objectives of the ACRO, it is
essential that these procedures should be well controlled. When he joined the GRNC, he
was interested in « black boxes » but he was also interested in finding information about
discharges. In this respect, he considered that he was satisfied and he mentioned that
operators and institutional experts had made unquestionable progress during the GRNC
procedure in terms of sharing information and expertise.
In terms of his personal involvement in the GRNC working groups, Mr. BARBEY had
the impression that his opinions were considered to a certain extent, but he regretted that a
number of points that he raised and considered to be very important did not receive the
attention that they deserved from other group members. Nevertheless, he considered that
in particular, his participation contributed to a better definition of critical groups that were
likely to be the most highly exposed, taking account of local habits that could have a
significant influence on exposure. He also appreciated the fact that the President of the
group always took special care to ensure that everyone understood that the objective was
not to reach a unanimous position or even a consensus, but simply to pool all information
and questions from the different participants and to write texts in which any differences
and reasons for these differences would be clearly set down. In his opinion, this approach
was the necessary guarantee for real involvement of associations in this type of approach.
However, Mr. BARBEY emphasized that the presence of associations in the GRNC
should not conceal the important unbalance that was prevalent throughout the process
between the different stakeholders in terms of equipment resources, human potential,
evaluation tools and even experience in a field traditionally reserved for operators and
institutional organizations. In this respect, he considered that voluntary work
characterized by the associative approach is reaching its limits and that reflections should
be considered on how the expertise from associations can be involved in similar
procedures in the future. In his opinion, the lack of resources and support is one of the
reasons for the reserved attitude that the associations must maintain with regard to GRNC
type experiments.
Regarding the evaluation procedure, Mr. BARBEY considered that in terms of the
radiological risk and considering the uncertainties that remain about the real health impact
of radiation, particularly at low exposure levels, an “envelope” (conservative) approach
69
should be adopted in all evaluations of the health impact, since this is the only way of
guaranteeing that the final results surround the genuine value of the impact if it is
impossible to obtain a precise measurement of the uncertainty related to so-called
“realistic” calculations. In his opinion, it is important to express these reservations to
emphasize remaining uncertainties about the risk calculation, and therefore the limits of
the work done by the GRNC, in order to prevent any premature final conclusions.
However the difficulty in establishing a cause to effect relationship in the case of leukemia
cases in the Nord-Cotentin does not prove that this causal relationship does not exist.
Mr. BARBEY also mentioned that attempting to understand the calculations and reaching
an agreement about the models used does not necessarily mean that the results that they
produce should be accepted, if the uncertainties have not been estimated. Mr. BARBEY
also considered that it is quite possible that the group could have missed some important
input data that could significantly modify the results of the study.
More generally, it is by no means certain that a pluralist expertise will necessarily
contribute to social confidence. The fact that associations are present in the process for
evaluation of the impact of discharges from nuclear installations does not mean that they
accept these discharges. The term "social confidence" that has been fashionable recently,
should not conceal the reality of antagonisms and should not be understood as a pure and
simple acceptance of the situations concerned. He considered that this point is very
important and to demonstrate it he referred to the example of the difficulty that he himself
encountered within the ACRO due to his participation as an expert in the work done by
the GRNC. Participating in no way means cooperating and certainly not accepting
discharges. Nor does active involvement in the work done by the GRNC mean
participation in co-management of risk. It is intended more specifically to set up concerted
action on the impacts of discharges from nuclear installations, including public
disagreement about the risk evaluation. The associations' essential objective is to remain
vigilant regarding discharges from installations.
4.1.3. Mr. DESBORDES's point of view
Unlike the other experts in the associations, the CRII-RAD expert did not want to be
associated with the GRNC's conclusions4. Nevertheless, Mr. DESBORDES, the
4 See synthesis note 99-26: “Summary of the CRII-RAD's participation to the GRNC's work”,
published in January 2000 (Responsible of the study: Bruno Chareyron).
70
President of the CRII-RAD, did agree to an interview in which he was invited to give his
opinion about the procedure. He did not participate directly in all the GRNC's work, but
closely monitored the various developments, consequently most of his comments were
related to general information that can be drawn from this experience.
Firstly, Mr. DESBORDES explained that the CRII-RAD considered that the conclusions
of the GRNC were written very hastily, so that it was impossible to find solutions to
fundamental differences. As a result, the CRII-RAD had no choice but to dissociate itself
from the synthesis document. Due to events beyond their control and considering the
deadlines imposed by the President of the GRNC, experts in this association considered
that they did not have enough time to analyse and discuss the conclusions of the GRNC.
Therefore under these conditions they preferred to abstain from making any contribution
to the conclusions. In this respect, Mr. DESBORDES considered that the GRNC
experiment should be qualified as plural rather than pluralist, because the means made
available to the various participants were not of the same nature and in any case were very
disproportionate, so that in his opinion the expertise could not be considered as being
pluralist. He emphasized that the available means were distributed unequally between the
various stakeholders and furthermore that only a few experts from associations were able
to participate in the GRNC which consequently was not genuinely representative of these
associations as a whole.
Having said this, Mr. DESBORDES considered that despite the conclusions made by the
GRNC, globally the results were not really reassuring for the populations concerned to
the extent that the uncertainties associated with the different calculation steps were not
estimated. He considered that the evaluation is far from being complete and he would like
communications of GRNC members to include a clearer statement of limitations on the
results, until a more detailed analysis of the uncertainties about which he is concerned is
available.
Mr. DESBORDES also mentioned that restricting the study to the dose to the bone
marrow and the associated risk of leukemia made it impossible to make a complete
investigation of questions about the potential health effects of exposure to ionising
radiation. Similarly, he found it unfortunate that the question of synergy with other toxic
products could not be considered. In his opinion, the approach was only partial and did
not provide very convincing answers to the initial questions. He considered it essential
that the analysis should be broadened and particularly other potential causes of the
occurrence of leukemia should be explored for before coming to any conclusion about the
71
innocuousness of discharges from installations. In this respect, he believed that further
evaluations must be carried out with the involvement of expert medical doctors in the
plenary group.
Mr. DESBORDES believed that the conclusions adopted by the plenary group are too
affirmative, considering the remaining uncertainties. Furthermore, he regrets that the
results of the study were not followed by a debate on the "zero discharges" option with
the prospect of implementing the OSPAR Convention to which France has made an
international agreement. He made it clear that this is a medium term objective that should
be discussed now in order to determine the best way of achieving it in the not too distant
future. In this respect, he thought that a study should be carried out on the legitimacy of
discharges into the environment. Even if current discharges are legal to the extent that they
do not exceed authorized discharges for operation of the installations concerned, he
believed that the legitimacy of these discharges should be questioned in the longer term.
He believed that considering firstly accumulation and transfer phenomena that are far from
being genuinely controlled even in terms of understanding, and secondly the fact that it is
impossible to predict how future generations will use the environment, we should be
cautious and therefore minimize as much as possible any form of radioactive or other
discharges. Releases into the environment will become increasingly unacceptable in future
years, and therefore we should set ourselves the objective of moving towards zero
discharges starting from now, and fixing a realistic deadline.
Mr. DESBORDES considered that the GRNC's task has remained too restricted so far, to
the extent that the approach concentrated on man exposures « here and now ». The
environment as such was not really considered, in other words the future of this
environment and how it will be used in the future were not considered. In particular, there
was no study about the various compartments of the environment that man does not use at
the moment, but that could be used in the more or less distant future. In this respect, he
specified that the CRII-RAD would like its future actions within the associations to
consist of taking a precautionary attitude and maintaining extreme vigilance about
discharges from nuclear installations, rather than taking a position for or against the use of
nuclear energy.
4 .2 . The point of view of the "Mères en Colère"
The "Mères en Colère" group was created in February 1997, shortly after the second
study by Professor VIEL was published, and played an important role in the procedure
72
that resulted in setting up the SOULEAU Committee, and then the GRNC. Although the
"Mères en Colère" did not participate in the GRNC directly, fairly regular contacts were
held with the President, Annie SUGIER, who was careful to inform the "Mères en
Colère" group about developments in the work throughout the process. A meeting with
representatives of this group was organized at the request of Annie SUGIER, in order to
collect their feelings following publication of the results in July 1999.
For the "Mères en Colère", setting up the GRNC was an important step in the process to
obtain information about discharges from Nord-Cotentin nuclear installations according to
their objectives at the time that the group was created. The work done by the GRNC
provided the first elements of an answer to this worry, and the results about the risk of
leukemia were received with some relief, since there had been real anxiety among the
population and particularly families with young children. However, the GRNC's
evaluation does not nearly answer all questions raised by the "Mères en Colère" as the
GRNC work progressed, and the work in general was followed with a great deal of
attention. The group considered that although at the moment it is possible to state that
there is no direct relation between the four cases of leukemia observed in the canton and
discharges from installations, the work done by the GRNC provided no new information
about possible health effects other than leukemia caused by radiation. Furthermore, the
"Mères en Colère" considered that doubts remain, that uncertainties were not estimated
and therefore that investigations should be continued for other potential risk factors and
particularly chemical discharges that were not considered by the GRNC.
Beyond an interpretation of the results, the "Mères en Colère" emphasized that the
GRNC's approach helped to unblock a situation that was halted due to lack of
information, since available information was intended only for experts and could only be
interpreted by experts. Members of the "Mères en Colère" group had the feeling that they
have been taken seriously in their desire to understand and be able to obtain independent,
credible and clear information, which had never been the case in the past. The fact that the
President of the GRNC came to visit them personally to present the results before making
them public was seen by the "Mères en Colère" as a mark of respect that was appreciated.
It was the first time that a scientist had agreed to spend the time necessary to explain the
results and answer all questions. The "Mères en Colère" would like to see this method
repeated in the future and is considering taking actions in the future to enable it to maintain
contacts and dialogue with scientists. The group would also like to see this type of
approach developed within the GRNC applied to other industrial activities.
73
The presence of independent experts in the GRNC, and particularly experts in local
associations, was a factor contributing towards reassurance about the quality and
credibility of work done by the GRNC. The GRNC's approach in this respect provides
hope about the openness and independence of information processes on risks associated
with discharges from nuclear installations in the region. Nevertheless, the "Mères en
Colère" considered that the involvement of local associations is not a substitute for action
of the group, which does not have the same nature. The presence of experts thoroughly
familiar with the region does not automatically guarantee that the results will be credible,
and in this respect the "Mères en Colère" would like total independence from operators
and from associations and politicians, and would like to maintain complete freedom of
action in the future.
The GRNC experiment « opened up a process » locally that should be continued in the
future. This is the logic within which the "Mères en Colère" would like to continue its
existence so that it can be regularly informed about the life of nuclear installations in the
region and particularly the COGEMA La Hague plant. The "Mères en Colère" considered
that doubts and reservations expressed by the associations should be borne in mind and
that vigilance should not be relaxed.
Specifically, members of the "Mères en Colère" decided to continue the GRNC's work
« in their own way » to understand what is happening in their direct and daily
environment. This is the price that these mothers have to pay for a certain degree of
tranquillity. This is why the "Mères en Colère" have started the organization of an
international assembly of mobile radiological laboratories for Autumn 2000. This meeting
was organized to « add to information about routine discharges from nuclear installations
in the Cotentin, and the natural radioactivity of granite by making measurements on sites
identified by inhabitants interested in this approach. The "Mères en Colère" consider this
as prolonging and enriching the work done by GRNC, by inciting direct involvement of
the public ».
4 .3 . What lessons can be learnt from the GRNC?
Before discussing conclusions that could be drawn from the process set up by the
GRNC, it is worthwhile emphasizing its specific features.
Firstly, it should be remembered that the group started its work in a context of strong
anxiety caused by the publication of Professor VIEL's study. The controversy about the
74
existence of excess leukemia and its possible relation to the operation of nuclear
installations quickly became a national question.
In the subsequent discussions, technical arguments made by the different groups of
epidemiological experts were mainly related to the methodology adopted by Professor
VIEL and on how he reached his conclusions in his study about the possible cause-to-
effect relationship between radioactivity and the development of leukemia in the
population of young people less than 25 years old. The result was a serious crisis of
confidence and genuine anxiety both on the health risk and the regional socio-economic
incidence of this situation. The fact that the controversy is inherently related to health risks
made irrelevant the attempts to reassure populations based on references to the system that
had existed since the installations were commissioned to check that discharges were
conform with the authorized limits.
This system, based on measurements of discharges and related environmental
measurements, could not provide convincing proof that doses related to discharges could
not have caused an excess number of leukemia cases demonstrated by Professor VIEL's
epidemiological study. Therefore, the GRNC experiment is unusual considering the
nature of the context in which this group was set up, which justified the use of
exceptional means.
Furthermore, the fact that there are four nuclear sites in the Nord-Cotentin that could
contribute to exposure of the populations, added a dimension of complexity which
obviously affected the work done by the group. The process to broaden the expertise,
considering the importance of the stakes (in particular the debate concerned the French
nuclear plant that produces the largest amount of radioactive discharges and is frequently
criticized by opponents to nuclear energy), thus brought in both local and national
associations.
Note also that some technical difficulties encountered by the group were due to the fact
that not all data necessary for the reconstruction of doses and the health evaluation were
available: there were not enough release data to satisfy the requirements for
exhaustiveness, environment data were dispersed and sometimes imperfect, some
comparisons between models still needed to be made, and knowledge of doses related to
natural and medical irradiation were incomplete.
Having identified the specific nature of this experience, it is also important to emphasize
75
the information and lessons that can be drawn from it in the future and the tools to be
used, both in the Nord-Cotentin context and in other contexts. This operating experience
concerns the large number of technical tools that were produced and also the concertation
process of a pluralistic and transparent nature that made an important contribution to the
efficiency of the evaluation work.
The conditions under which some of the mechanisms were set up at the time of this
experiment also need to be examined and could be adopted in the future, considering their
impact on the quality and credibility of the environmental monitoring mechanism. In
particular, this concerns the principle of exchanging data between the different categories
of experts and maintaining the pluralistic expertise network built up (under conditions to
be defined).
Some aspects of the GRNC experiment were suggested in recent studies or legal and
regulatory policies. Therefore, this experiment should be examined in the light of these
studies. In particular, it is worth mentioning the November 26, 1999 order that obliges
operators to write annual reports for distribution to the public. These reports include the
summary of environmental measurements and measurements made to monitor discharges
and a realistic estimate of doses received by the most highly exposed population groups
due to the operation of nuclear installations.
In general, the dosimetric impact of nuclear installations is estimated in the context of the
release authorization request. The predictive assessment of the impact is made with the
objective of estimating total discharges from a given installation and is based on generic
models developed at the international level. At this stage, evaluations made by the
operator are necessarily based on conservative assumptions to avoid underestimating the
impact. However during revision procedures, the operator has operating experience with
real marking of the environment and therefore can refine his evaluations to make them
more realistic. The evaluation of the impact also allows for the detection of incidents, if
any. In principle, the existence of other installations or other habits causing exposure to
ionising radiation (non-medical) must be considered in estimating doses received by
reference groups, but in practice the evaluation of the impact is restricted to the installation
concerned by the authorization.
In this respect, the approach adopted by the GRNC introduces a significant change, in
that the dosimetric impact is estimated from the point of view of populations actually
exposed to a set of installations and activities (including medical irradiation), and to
76
natural irradiation sources. Therefore the approach implies putting different risks into
perspective. In this respect, it is consistent with the approach adopted in regional plans
produced to comply with the December 1996 law on air quality that is based partly on an
inventory of emissions and partly on an assessment of effects on public health [24].
As we have seen, the dosimetric reconstruction is based largely on correctly calibrating
models by making environmental measurements. In order to be realistic, this
reconstruction requires good knowledge of the “source term”. In this respect, the GRNC
experiment has made a significant contribution to improving this knowledge, particularly
in the case of the COGEMA La Hague plant. Radionuclides in the environment can only
be counted as exhaustively as possible if measurement methods are modified so that they
have the sensitivity necessary to detect low concentration levels. This type of count is not
necessarily justified in routine operations provided that it has been demonstrated that
radionuclides with a dominant influence on dosimetry have been considered. However, a
new analysis should be carried out every time that the industrial process is changed, and
this analysis should be as exhaustive as possible.
4.3.1. Tending towards a pluralist form of expertise
The GRNC, an innovative pluralist expertise process
Broadening of the GRNC beyond the traditional framework of discussions between
operators and representatives of expertise organizations has contributed to improving the
quality of the work, and undoubtedly its credibility. The presence of representatives of
non-institutional organizations and foreign experts has enriched the work by adding
complementary skills and sensitivities essential for a critical analysis. In return, the joint
work over the long term and a comparison of sometimes very different points of views
has undoubtedly assisted the stakeholders in reaching a better understanding of each
other's logic and values, and eventually contributed to a better mutual understanding,
without necessarily arguing against frequently very firm convictions.
From the point of view of the public, setting up a pluralist expertise is undoubtedly a
guarantee of high quality results, requiring more than ever before a clear statement of the
issues and debates to which the different parties can contribute. It is now accepted that an
expertise, although founded on known scientific facts, inevitably involves more or less
implicit choices made particularly to get around scientific uncertainties and gaps in our
knowledge. Bringing together experts representing different interests of the public, and
77
experts in different disciplines, helps to highlight these implicit choices and therefore
make a better distinction between what actually depends on science and engineering and
what depends on values and firm convictions.
It is obvious that the presence of experts within associations who can hardly be suspected
of concessions to operators, authorities and institutional experts, can only help to ensure
that nothing is swept “under the carpet” and avoid what some considered to be dead ends
harmful to the credibility of the entire evaluation process. Thus for example, the
exhaustiveness approach adopted by the group helped to identify chlorine 36 as being a
radionuclide that could make a significant contribution to the dose resulting from gaseous
discharges from the La Hague reprocessing plant. The group concluded that the
dosimetric impact of chlorine 36 really was very low, after specific measurements have
been made on this radionuclide that it had not considered would be useful in the past.
Setting up a forum enabled the different groups of experts involved firstly to estimate their
mutual credibility, which is a prior requisite for debate. Thus, a consensus was gradually
set up about the quality of measurements made by the various participants. The existence
of a structure including experts from different social backgrounds allowed the group to
deal with points of disagreement or even controversies, without the use of invective. This
provides a setting for a common search for solutions.
By incorporating local components and interests, a pluralist expertise is a means of
enriching evaluation models based on better knowledge of local habits.
Thus, for example, concerning the question of fishing areas, as requested by ACRO
experts and that reflected questions asked by the public, the GRNC decided to study a
particular "Fishermen of Huquets" scenario in which fishing was done in an area (Les
Huquets de Jobourg) located 1 km from the release point and where contamination levels
were 4 to 5 times higher than contamination levels used for the reference "fishermen"
group initially put forward by the operator and located in the Goury area at a distance of
7 km from the pipe.
Similarly, the pluralist expertise added further information about local habits and lifestyle
habits particularly with regard to a retrospective evaluation. This is the context in which
dietary habits were modified in some scenarios at the request of experts from
associations.
Other similar experiments
78
Although quite separate in some respects, an experiment carried out by the Department of
Energy (DOE) in the United States deserves mentioning. In this case, inhabitants of areas
contaminated by nuclear installations (particularly Rocky Flats, Hanford and Los Alamos)
were involved in decisions related to decontamination of residential areas [25]. Studies
carried out by the DOE and the Atlanta Center for Disease Control were submitted to a
commission composed of local citizens and researchers chosen by these citizens, in order
to estimate the health impact of these sites. A citizen environmental sampling committee
was set up to help reconstruct doses around the site, and this committee called in its own
consultants. The fact that the conclusions reached by this committee were similar to the
conclusions reached by the official organization significantly contributed to improving the
credibility of these organizations.
In France, there is much in common between the evaluation of the exposure of the public
living around the Salsigne site north of Carcassonne, coordinated by the National Public
Health Network in 1997 [26], and the GNRC approach. The purpose of this evaluation
was to estimate recent exposure to the main pollutants identified in the Salsigne Region as
precisely as possible, particularly including lead, cadmium, arsenic and cyanides from the
la Combe du Saut mining and industrial facility, in order to identify risk groups (if any)
and study the morbidity declared by the resident population. This evaluation experiment
originally started with the active participation of the population concerned since it included
biological samples (urine and hair) and a questionnaire about the various risk factors
related to the personal characteristics of the persons involved, their place of residence,
their food and drinking habits and their work, and a questionnaire about the various
symptoms experienced and the medically treated pathology. This approach demonstrated
that residents of the region are overexposed to arsenic, but the amplitude of this exposure
remains small and is not likely to cause any health problems in the future. Obviously, this
result in no way prejudges the health impact of previous exposures that were greater and
could only be identified by epidemiological studies. The Salsigne experience demonstrates
firstly that the procedure to reconstruct exposures is common to several risk factors, and
secondly that it is possible for exposed persons to participate directly in this
reconstruction. Specifically, the Salsigne evaluation identified the main risk factors, for
example such as the consumption of garden products when the garden is subject to
flooding, or drinking well water or locally made wine. Based on these results, the public
authorities were able to make recommendations and the public modified some of its habits
in order to reduce exposure.
79
4.3.2. Tending towards a complementary approach to monitoring discharges
One of the important questions that emerges from the GRNC work is to identify the
objectives of environmental monitoring. The vast majority of the 500,000 “concentration
determinations” handled by the group are routine measurements made to ensure that there
is no malfunction in the installations.
However, there are far fewer measurements that can be used to give as much as possible a
realistic and an exhaustive reconstruction of doses received by the public. Furthermore,
these measurements concern not only radionuclides released by the installations, but also
radionuclides present in the environment (natural radioactivity, fallout from tests and the
Chernobyl accident, etc.). Therefore, in order to get an idea about the future of
radionuclides in the environment and their contribution to exposure of the public,
measurements other than routine measurements have to be envisaged. This type of
measurement would also participate towards the effort made to monitor the global quality
of the environment, in the same way as measurements made on non-radioactive pollutants
and health monitoring of the public. These two types of measurements are undoubtedly
justified and complementary. We need to think about the equilibrium to be found between
different measurement types in the future, based on the work done.
A radioecological reference database needs to be built up in order to reconstruct doses
received by the public originating from environmental sources. There are technical
problems in setting up such a base, not least due to the difficulty of measuring very low
activity levels.
Two types of data are used in this respect: measurements on locally consumed products,
and measurements on “ bio-indicators” used to adjust transfer models. These models are
essential for two reasons. Firstly, they can provide guidelines in advance about the choice
of sampling and measurement points, and secondly they enable the calculation of doses
that would be impossible to determine from environmental measurements alone.
This measurement effort should be made in priority for radionuclides shown to be
important in terms of the contribution to the dose received by the public, in the work done
by the GRNC. Sampling and measurement points should take account of local lifestyle
habits and the dietary habits of various population groups, in an attempt to be realistic.
81
REFERENCES
[1] BLACK D., Investigation of the possible Increased Incidences ofCancer in West Cumbria, London, HMSO, 1984.
[2] VIEL J.F., POBEL D., CARRE A., Incidence of Leukemia in YoungPeople around the La Hague Nuclear Waste Reprocessing Plant: aSensitivity Analysis, StatMed, Vol. 14, pp. 2459-2472, 1995.
[3] POBEL D., VIEL J.F., Case-Control Study of Leukemia among YoungPeople near La Hague Nuclear Reprocessing Plant: theEnvironmental Hypothesis Revisited, British Medical Journal, Vol. 314,pp. 101-106, 1997.
[4] Report by C. SOULEAU, June 1997.
[5] SPIRA A., BOUTOU O., Rayonnements ionisants et santé. Mesure desexpositions, surveillance épidémiologique et veille sociologique(Ionising Radiation and Health. Measurements of Exposures, EpidemiologicalMonitoring and Social Monitoring). Paris, La Documentation Française, 1998.
[6] NORD COTENTIN RADIOECOLOGY GROUP, Progress Report N° 1,November 1997.
[7] NORD COTENTIN RADIOECOLOGY GROUP, Progress Report N° 2, May1998.
[8] NORD COTENTIN RADIOECOLOGY GROUP, Methodological Note, July1998.
[9] NORD COTENTIN RADIOECOLOGY GROUP, Estimate of ExposureLevels to Ionising Radiation and Associated Risks of Leukemia toPopulations of the Nord-Cotentin, Summary Report, July 1999.
[10] May 4, 1995. Order No. 95-540 Dealing with Discharges of Liquid andGaseous Effluents and Samples of Water from NuclearInstallations, Official Journal, 6 May 1995.
[11] Council Directive 96/29/EURATOM, May 13, 1996, Laying down BasicStandards for health Protection of the Public and Workers againstDangers Resulting from Ionising Radiation, European CommunitiesOfficial Journal, N° L159/1, 29 June 1996.
[12] COMMITTEE ON MEDICAL ASPECTS OF RADIATION IN THEENVIRONMENT, The Implications of the New Data on the Releasesfrom Sellafield in the 1950s for the Conclusions of the Report onthe Investigation of the Possible Increased Incidence of Cancer inWest Cumbria, United Kingdom, London, Department of Health, COMARE,First Report, 1986.
[13] COMMITTEE ON MEDICAL ASPECTS OF RADIATION IN THEENVIRONMENT, Investigation of the possible Increased Incidence ofLeukaemia in Young People near the Dounreay NuclearEstablishment, Caithness, Scotland, United Kingdom, London,Department of Health, COMARE, Second Report, 1988.
82
[14] COMMITTEE ON MEDICAL ASPECTS OF RADIATION IN THEENVIRONMENT, Report on the Incidence of Childhood Cancer in theWest Berkshire and North Hampshire Area, in which are Situatedthe Atomic Weapons Research Establishment, Aldermaston and theRoyal Ordonance Factory, Burghfield, United Kingdom, London,Department of Health, COMARE, Third Report, 1989.
[15] COMMITTEE ON MEDICAL ASPECTS OF RADIATION IN THEENVIRONMENT, The Incidence of Cancer and Leukemia in YoungPeople in the Vicinity of the Sellafield Site, West Cumbria. UnitedKingdom, London, Department of Health, COMARE, Fourth Report, 1996.
[16] NORD COTENTIN RADIOECOLOGY GROUP, Inventaire des rejetsradioactifs des installations nucléaires (Inventory of RadioactiveDischarges from Nuclear Installations), GT1 Final Report, Vol.1, July 1999.
[17] NORD COTENTIN RADIOECOLOGY GROUP, Revue critique desmesures dans l'environnement (Critical Review of EnvironmentalMeasurements), GT2 Final Report, Vol. 2, July 1999.
[18] NORD COTENTIN RADIOECOLOGY GROUP, Modèles de transfert desradionucléides dans l'environnement (Radionuclide EnvironmentalTransfer Models), GT3 Final Report, Vol. 3, July 1999.
[19] NORD COTENTIN RADIOECOLOGY GROUP, Estimation des doses etdes risques de leucémies associés (Estimate of Doses and Associated Risksof Leukemia), GT4 Final Report, Vol. 4, July 1999.
[20] UNITED NATIONS SCIENTIFIC COMMITTEE ON THE EFFECTS OFATOMIC RADIATION, Sources and Effects of Ionising Radiation,United Nations, New York, 1994.
[21] BOARD ON RADIATION EFFECTS RESEARCH, Health Effects ofExposure to Low Levels of Ionising Radiations, Committee on theBiological Effects of Ionising Radiations, National Research Council, Ed.National Academy Press, 1990, (BEIR V).
[22] MUIRHEAD C., KNEALE G.W., Pre-natal Irradiation and ChildhoodCancer, Journal of Radiological Protection, Vol. 9, pp. 209-212, 1989.
[23] DEGRANGE J.P., SCHNEIDER T., MUIRHEAD C., HAYLOCK R.,ASQRAD : un logiciel pour l'évaluation du risque radiologique(ASQRAD: A Software for the Evaluation of Radiological Risk), Radioprotection,Vol. 32, No. 2, pp. 237-244, 1997.
[24] Law No. 96-1236, December 30, 1996, on Air and the Rational Use ofEnergy, Official Journal, 1 January 1997.
[25] TILL J., Building Credibility in Public Studies, American Scientist,Vol. 83, Sept-Oct, 1995, 468-473.
[26] FRERY N. et al., Enquête sur l'exposition de la population auxpolluants d'origine industrielle (région de Salsigne) (Enquiry onExposure of the Public to Industrial Pollutants (Salsigne Region)), NationalPublic Health Network, 1998.
83
APPENDIX :
INSTITUTIONS AND ORGANIZATIONS REPRESENTED
IN THE GRNC
PUBLIC EXPERTISE AND INSPECTION ORGANIZATIONS
The OPRI (Office de Protection contre les Rayonnements Ionisants -
Office for Protection against Ionising Radiation) is a public establishment under
the control of the Ministries of Labour and Health. The main guidelines for its task are set
down in its July 19 1994 creation decree:
- to participate in the application of laws and regulations on radiation protection, by
carrying out all controls necessary due to the use of ionising radiation,
- to advise the public authorities about medical and health measures to be taken in the
case of an incident or accident, to perform continuous monitoring for this purpose and
to take action in a radiological emergency,
- to contribute towards training and information of persons exposed at work and the
general public,
- to organize and coordinate studies on revisions to radiation protection standards and
radiation measurement techniques.
In particular, the OPRI regularly monitors radioactivity emitted by Nord-Cotentin nuclear
installations in application of the regulations, including the COGEMA La Hague plant, the
La Manche storage centre, and Flamanville nuclear power plant. The military part of the
Port of Cherbourg is controlled through an agreement signed with the French Navy
Headquarters.
The IPSN (Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire - Nuclear
Protection and Safety Institute) carries out research and expertises on the control of
nuclear risks and their consequences on man and the environment. Its task is to assist the
authorities and everyone involved in safety and radiation protection in normal and accident
situations, particularly by contributing radioecological and dosimetric expertise.
The IPSN has played a significant technical support role within the framework of the
84
Nord-Cotentin Radioecology Group. The Institute's experts have been asked to carry out
the necessary calculations to facilitate the group's analysis work. Furthermore, IPSN
representatives in the GRNC have been very strongly involved in the organization and
technical and administrative secretariat for working groups. They made important
contributions to the work necessary to proof read analysis documents. The IPSN
facilitated the process by taking control of the physical organization of group sessions.
THE OPERATORS
COGEMA is an industrial group with activities covering the entire fuel cycle (ore
extraction, conversion, enrichment, fuel fabrication, reprocessing, transport).
COGEMA's spent fuel reprocessing plants are located in La Hague 20 km west of
Cherbourg at the far north-west of the Cotentin peninsula. They cover an area of
290 hectares (220 hectares plus a 70 hectare strip connecting the site to the sea). About
6000 persons work on the site. Half of them are employed by companies external to
COGEMA.
There are several reprocessing plants in the La Hague complex. The UP2-800 and UP3-A
plants are each technically capable of reprocessing 800 tonnes of spent fuel/year. The
UP2-400 plant is capable of reprocessing 400 tonnes of spent fuel per year.
The ANDRA (Agence Nationale pour la gestion des Déchets RAdioactifs -
National Agency for the Management of Radioactive Waste) is responsible for
long term management operations for radioactive waste. The December 30 1991 law
transformed the ANDRA, that was formally a single service created within the CEA in
1979, into a Public Industrial and Commercial Institution (EPIC), independent of waste
producers, and made it responsible for:
- a research task: to study storage solutions,
- an industrial task: the construction, operation and monitoring of storage facilities,
- an inventory task: which in particular includes the annual publication of the inventory
of radioactive waste in France.
85
Electricité De France (EDF) is the world's leading electricity producer. It has almost
30 million customers in France and 15 million customers in other countries, and generates
more than 400 billion kWh for sales of more than 180 billion Francs. Power plants used
to generate electricity include hydroelectric power plants (15% of production), thermal
combustion power plants (5%) and 58 nuclear reactors (80%).
The GEA (Groupe d'Etudes Atomiques - Atomic Studies Group) is a
Radioecology studies and research organization reporting to the "'environment - nuclear
safety - health, safety and working conditions" unit of the French Navy Headquarters.
The GEA is set up in Cherbourg and is particularly concerned with radiological
monitoring in the English Channel; radioecology studies about the diffusion of liquid and
gaseous effluents and determination of the activity of radionuclides (particularly the
definition of determination methods); monitoring of all equipment used by radiological
monitoring services in the Navy and the Navy's analysis, monitoring and expertise
laboratories; the analysis and archiving of data related to monitoring of radiological
monitoring of the Navy's nuclear sites that are provided to it by the responsible
authorities.
THE CSPI
The La Hague CSPI (Commission Spéciale et Permanente d’Information -
Special and Permanent Information Commission) was created in 1981 to inform
the public about operation of the COGEMA La Hague plant and any effects it may have
on the environment. It is chaired by the Member of Parliament for the Cherbourg
constituency and is composed of 36 members in colleges (18 elected, 6 representatives of
local unions, 6 scientists and 6 representatives of associations and environment defence
movements). Ordinary meetings are held every quarter in the presence of the local press.
They are open on request to associations and union or professional associations not
represented in the colleges.
Members of the CSPI participating in the Nord-Cotentin Radioecology Group also
participated as independent experts representing local and/or national associations.
86
NON-INSTITUTIONAL LABORATORIES AND EXPERTISE
ORGANIZATIONS
The ACRO (Association pour le Contrôle de la Radioactivité dans l'Ouest
- Association for Control of Radioactivity in Western France) is an
association set up to provide information and expertise. It is provided with an analysis
laboratory and its task is to provide everyone (communities, companies, persons) with
inspection tools for monitoring the environment and food and industrial products. Its
independence is assured by the fact that it has a large number of members and the
diversity of its financial resources. The ACRO is based in the City of Caen and has three
regional branches so that it can participate in several local information organizations
located close to nuclear installations. In the Nord-Cotentin, the ACRO participates in the
CSPI close to the La Hague plant and in the Manche Storage Center Monitoring
Commission, where it is the only association.
The CRII-RAD (Commission de Recherche et d'Information Indépendante
sur la Radioactivité - Independent Research and Information Commission
on Radioactivity) is an approved non-profit making association (1901 law) for
protection of the environment. It was created in 1986 as a reaction to information
provided by official authorities about the impact of the Chernobyl catastrophe in France.
The principles that it is designed to defend are: the right to information about all questions
related to radiation and the right to protection against the effects of radiation. The CRII-
RAD has acquired a radioactivity analysis laboratory, equipped in particular with a gamma
spectrometry measurement system and liquid scintillator so that it is capable of performing
counter-expertises in the field and preparing information independent of the State and
operators. Its scientific team has worked around the La Hague site several times since
1994. It has made controls on the radiological state of the environment, radiametric
measurements on the sea discharge pipe for liquid effluents from treatment installations,
and independent analyses, sometimes with its own funds, and sometimes at the request of
Greenpeace or on behalf of the Cherbourg County Court.
The GSIEN (Groupement de Scientifiques pour l'Information sur
l'Energie Nucléaire - Group of Scientists for Information on Nuclear
Energy) was founded 25 years ago in France, and distributes information about many
questions that arise related to the development of the nuclear industry in France, including
safety and radiation protection. The GSIEN has demonstrated that a fraction of the French
scientific community would like evaluation structures independent of one of the largest
87
nuclear programs in the world, by requesting access to documentation, and carrying out
very many analyses in order to oblige official authorities to provide sincere information.
The GSIEN has contributed to the emergence of an independent expertise that it considers
as being essential to the participation of everyone in important decisions affecting the
future of the country. This is why members of the GSIEN agree to participate in pluralist
groups such as the Nord-Cotentin radioecology group.
The LDA 50 (Laboratoire Départemental d'Analyse de la Manche - La
Manche Departmental Analysis Laboratory) is a service provided by the La
Manche Department General Council, created in 1947. It employs 56 persons. The
LDA 50 performs analysis in veterinary biology, food safety and the environment, and is
also a genuine public health laboratory. It has been making analyses of radioactivity
measurements in food and the environment since 1972. The General Council has been
distributing a pedagogic brochure to all inhabitants of the La Manche department three
times a year since the beginning of 1999 (210,000 copies) presenting the results of its
radioactivity measurements in the La Manche department.
The CEPN (Centre d'étude sur l'Evaluation de la Protection dans le
domaine Nucléaire - Nuclear Protection Evaluation Center) is a non-profit
making association created in 1976 by Electricité de France and the French Atomic Energy
Commission to act as a research and study centre for the optimisation of radiation
protection and the comparison of health and environmental risks associated with energy
systems.
There have been three members of the association since 1993: EDF (Electricité de
France), the CEA-IPSN (Atomic Energy Commission represented by the Nuclear
Protection and Safety Institute), and COGEMA (Compagnie Générale des Matières
Nucléaires - General Nuclear Materials Company). As a research group, the CEPN
benefits from the recommendations of a Scientific Council that includes professors from
University, operators and representatives of expertise organizations, and French and
European Authorities. The CEPN's program is organized around five themes: methods of
evaluation and management of radiological risk; radiological protection of workers in the
nuclear and medical fields; health and environmental impacts of nuclear installations;
economic and social stakes in the management of radioactive waste; involvement of
stakeholders in decentralized management of the radiological risk.
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The ISTE (Institut des Sciences et Techniques de l'Environnement -
Institute of Environmental Sciences and Techniques) is a component of the
University of Franche Comté. It includes about fifty Lecturers - Researchers who belong
to different University laboratories and work together within the ISTE to carry out
environmental research. The various themes studied are the study of atmospheric
pollutants, the search for bio-indicators or bio-accumulators, and knowledge of the
consequences of stress on the different links in the environment. All these themes include
natural and artificial radioactive elements, and also heavy metals, pesticides, etc.
In the radioactivity field, the ISTE has long experience in the metrology of radon, and
gamma, beta and alpha emitters in general. Furthermore, the pluralist approach enables
chemical, ecophysiological and environmental analysis of the results. Some of the studies
that have been done or are still ongoing include: setting up of a radon measurement
network in the Kouzbass region in Russia and studies of cesium transfers through forest
environments in Bulgaria, Russia, Switzerland and France.
FOREIGN EXPERTISE ORGANIZATIONS
The NRPB (National Radiological Protection Board) is an independent British
organization that carries out research into the protection of man against ionising radiation,
and provides information and expertise about radiation protection to Ministries and other
government organizations, and technical assistance to the stakeholders concerned by risks
related to ionising radiation. It is financed partly by the Ministry of Health and partly by
its own services. Now at the IAEA, Dr. A D Wrixon, supported by a British team has
helped the GRNC to benefit from experience acquired by the NRPB in similar studies and
in particular has provided a critical review of the evaluation methodology built up by the
group.
The BfS (Federal Radiation Protection Office) in Germany is an independent
Federal Authority controlled by the Ministry of Environment, Protection of Nature and
Nuclear Safety (BMU). The BfS performs scientific and administrative activities on
behalf of the Government in the field of radiation protection, nuclear safety, transport of
radioactive materials, and construction and operation of federal installations for the interim
and ultimate storage of radioactive waste. Within the BfS, the Radiological Health
Institute is responsible particularly for expertise, research and development on biology,
nuclear medicine, radioecology and protection in an emergency situation.
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The OFSP (Office Fédéral de la Santé Publique - Federal Public Health
Office) in Switzerland is an independent national organization responsible for protection
of the population against nuisances that could endanger health. In the field of ionising
radiation, the OFSP Radiation Protection division is the authority competent to issue
authorizations for the use of ionising radiation in medicine, industry and research and for
monitoring radioactivity in the environment. Key actions performed by this division were
preparation of a modern legislation consistent with international concepts, its application
in practice and actions designed to reduce the highest radiation doses to the Swiss
population. This approach includes the strategy adopted in the national Radon program
and central recording of doses accumulated by persons exposed to radiation at work.
Coordination of the program for monitoring radioactivity in the environment, publication
of compiled results and an evaluation of the health implication of these results form an
integral part of the OFSP's tasks.