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

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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.