Installation IARU - L’ASNR encadre la poursuite de fonctionnement de l’installation d'assainissement et de récupération de l'uranium exploité par Orano Chimie Enrichissement au vu des conclusions de son réexamen périodique

Introduction
L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 138, dénommée IARU, exploitée par Orano Chimie Enrichissement sur le site du Tricastin (départements du Vaucluse et de la Drôme).

L’ASNR a analysé le rapport de conclusions du réexamen périodique de l’installation nucléaire de base (INB) 138, dénommée IARU, exploitée par Orano Chimie Enrichissement sur le site du Tricastin (départements du Vaucluse et de la Drôme).

Le réexamen a pour but, d’une part, de procéder à un examen de conformité de l’installation, afin de vérifier qu’elle respecte bien l’ensemble des règles qui lui sont applicables et, d’autre part, d’améliorer son niveau de sûreté en tenant compte de l’évolution des exigences, des pratiques et des connaissances en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection ainsi que du retour d’expérience national et international.

L’article L. 593-18 du code de l’environnement impose à l’exploitant de réaliser ce réexamen tous les dix ans. À l’issue du second réexamen périodique de l’INB 138, Orano a transmis en janvier 2020, à l’ASN et au ministre chargé de la sûreté nucléaire, un dossier présentant les conclusions de ce réexamen. Ces conclusions ont fait l’objet d’une instruction par l’ASN, soutenue par un appui technique de l’IRSN, au cours de laquelle l’exploitant a pris de nombreux engagements, s’ajoutant à ceux déjà prévus dans son plan d’action.

Au terme de son analyse, l’ASNR considère que les dispositions de sûreté retenues pour l’exploitation de l’INB 138 sont globalement adaptées, sous réserve du respect du plan d’action et des engagements pris par Orano. L’ASNR n’a pas d’objection à la poursuite du fonctionnement de l’INB 138.

Toutefois, au vu des enjeux associés aux dispositions prévues pour la maîtrise des aléas externes, l’ASNR a décidé de soumettre cette poursuite du fonctionnement au respect de prescriptions qui visent à imposer à l’exploitant : 

  • la remise d’une étude conformité qui n’a pas été réalisée lors du réexamen et concernant un des ateliers de l’installation  ;
  • l’amélioration des dispositions de maîtrise du risque incendie par la limitation de l’utilisation d’un atelier dans l’attente de travaux permettant de renforcer sa résistance au feu ;
  • l’amélioration des dispositions de maîtrise des risques d’agressions externes en limitant l’utilisation de certains ateliers et l’entreposage de matières fissiles, et en préparant le renouvellement des fonctions de la station de traitement des effluents.

Après consultation du public et de l’exploitant, et au vu des enjeux associés, la poursuite de fonctionnement de l’INB 138 est soumise aux prescriptions définies dans la décision n° 2026-DC-048 de l’ASNR du 9 juin 2026.

L’exploitant devra transmettre à l’ASNR son rapport de conclusions du prochain réexamen de l’INB 138 avant le 31 janvier 2030.

En savoir plus :

Thème
Type de contenu

EFFICAC : comprendre les nouveaux gainages revêtus de chrome

Introduction
L’ASNR s’engage dans un nouveau programme de recherche, EFFICAC (EFFect of Irradiation on Coated ATF Cladding), dédié à l’étude du comportement, en conditions accidentelles, des gaines de combustible nucléaire revêtues de chrome.

Cartographie EBSD (diffraction des électrons rétrodiffusées) du revêtement de Chrome déposé par pulvérisation cathodique magnétron sur une gaine

L’ASNR s’engage dans un nouveau programme de recherche, EFFICAC (EFFect of Irradiation on Coated ATF Cladding), dédié à l’étude du comportement, en conditions accidentelles, des gaines de combustible nucléaire revêtues de chrome. 

Financé par l’Agence Nationale de la Recherche (ANR) dans le cadre d’une collaboration franco‑tchèque, EFFICAC se déroulera de 2026 à 2028. Il mobilise des compétences complémentaires autour d’un objectif commun : mieux comprendre et quantifier l’effet de l’irradiation sur le comportement mécanique de ces gainages innovants lors d’accidents de dimensionnement.

Un enjeu majeur pour les combustibles de demain

Les gaines de combustible constituent la première barrière de sûreté des réacteurs nucléaires. Depuis plusieurs années, l’industrie développe des gainages pour les crayons combustibles susceptibles d’être plus résistants aux accidents. Parmi les solutions envisagées, les gaines revêtues de chrome apparaissent particulièrement prometteuses.

Ce revêtement, d’une dizaine de micromètres d’épaisseur, améliore significativement les performances des gainages en termes de résistance à l’oxydation et offrirait donc des avantages en termes de sûreté, notamment en situation accidentelle. Ces performances doivent néanmoins encore être évaluées dans des conditions réalistes, en particulier après irradiation et sous fortes contraintes mécaniques (pression interne, interaction pastille‑gaine, phénomènes de ballonnement ou d’éclatement). C’est précisément à cet enjeu que répond le programme EFFICAC.

Une coopération scientifique importante

Le projet repose sur une véritable complémentarité scientifique entre les partenaires permettant une répartition des différentes tâches du projet, de la production de données expérimentales jusqu’au développement de modèles implémentables dans les outils de simulation :

  • ASNR : essais sur matériaux non irradiés et développement des modèles,
  • CVŘ (République tchèque) : irradiation et essais sur matériaux irradiés. Accès à des expérimentations en réacteur d’essai, en complément des essais sur matériaux non irradiés menés à l’ASNR, 
  • ÚJV (République tchèque) : synthèse et capitalisation des connaissances avec l’implémentation dans des outils

Produire des données pour améliorer la sûreté

L’un des apports importants d’EFFICAC sera la production de données expérimentales sur des gaines irradiées revêtues de chrome, encore peu documentées à ce jour.

Le programme s’appuie sur une approche comparative : des essais mécaniques seront menés à la fois sur des gaines irradiées dans le réacteur expérimental LVR‑15, en République Tchèque, et sur des gaines non irradiées à l’ASNR.

Un point clé du projet consiste à déterminer dans quelle mesure les essais réalisés sur des matériaux non irradiés sont représentatifs comportement réel des matériaux après irradiation. Le projet cherchera notamment à savoir si les effets de l’irradiation peuvent être partiellement atténués lors de transitoires accidentels caractérisés par une forte élévation de température.

Un levier stratégique pour renforcer les connaissances et les outils

Le programme EFFICAC contribuera à améliorer la compréhension du comportement des gaines revêtues de chrome en conditions accidentelles et à consolider les modèles utilisés pour l’évaluation de la sûreté.

Les données produites viendront enrichir les outils de simulation en apportant des références expérimentales sur ces matériaux innovants.

Dans ce cadre, les résultats du programme pourront notamment être intégrés dans des plateformes de calcul comme FUEL+, contribuant ainsi à renforcer les capacités d’analyse et d’expertise associées à l’évaluation des combustibles.

Revêtement de Cr déposé par pulvérisation cathodique magnétron sur une gaine. Image réalisée avec un MEB (microscope électronique à balayage)

Type de contenu

L’ASNR reconduite comme Centre collaborateur de l’OMS

Introduction
Le 22 juillet 2026, l’Organisation mondiale de la santé (OMS) a reconduit pour quatre ans l’ASNR en tant que « centre collaborateur de l’OMS » dans le domaine de la radioprotection.

Le 22 juillet 2026, l’Organisation mondiale de la santé (OMS) a reconduit pour quatre ans l’ASNR en tant que « centre collaborateur de l’OMS » dans le domaine de la radioprotection.

Depuis 2010 (date de la première certification de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire), l’OMS, institution spécialisée de l'Organisation des Nations unies (ONU), fait appel aux compétences françaises dans le domaine de la radioprotection.

Environ 830 institutions dans 85 pays appuient l’OMS : elles sont alors désignées comme « centre collaborateur » pour mener des activités de soutien dans une multitude de domaines liés à la santé. 

Dans le cadre de cette reconduction, l’OMS et l’ASNR ont défini trois sujets prioritaires : 

  • la préparation et la réponse médicale et sanitaire aux situations d’urgence nucléaire et radiologique ;
  • la radioprotection des expositions médicales ;
  • la radioprotection des expositions « existantes ».

L’ASNR offre son appui à l’OMS pour élaborer les recommandations, préparer et répondre aux urgences radiologiques et nucléaires sur son volet santé, établir des agendas stratégiques de recherche dans le domaine de la radioprotection, communiquer et diffuser les connaissances liées aux conséquences médicales et sanitaires des risques radiologiques et nucléaires.

Depuis 2010, l’ASNR a ainsi régulièrement apporté son support scientifique et technique à l’OMS et notamment :

  • en 2011, pour définir une méthode d’évaluation des conséquences sur la population japonaise de l’accident nucléaire de la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi au Japon (Health risk assessment from the nuclear accident after the 2011 Great East Japan Earthquake and Tsunami) ;
  • en 2017, pour définir les 10 actions nécessaires à l’amélioration de la radioprotection dans le secteur médical (Bonn call for action), et pour établir des recommandations sur la prophylaxie de l’iode en situation d’accident nucléaire (Iodine thyroid blocking: Guidelines for use in planning for and responding to radiological and nuclear emergencies) ;
  • en 2022, dans ses actions de préparation de la réponse médicale et sanitaire de l’Ukraine face aux menaces radiologiques et nucléaires ;
  • en 2023, pour établir des recommandations sur les stocks nationaux de contre mesure médicale face aux urgences radiologiques et nucléaires (National stockpiles for radiological and nuclear emergencies: policy advice) ;
  • en 2026, en organisant le 18ème séminaire de coordination du réseau REMPAN (Radiation Emergency Medical Preparedness and Assistance Network), le réseau de l’OMS dédié à l'aide médicale en cas d'urgence radiologique (plus d’information).

L’ASNR participe également régulièrement aux missions d’évaluation externe conjointe (Joint External Evaluation - JEE) visant à évaluer les capacités des pays, états membre de l’OMS, à prévenir, détecter et répondre rapidement aux risques pour la santé publique, qu’ils surviennent naturellement ou à la suite d’événements délibérés ou accidentels. L’ASNR a ainsi dernièrement accompagné les JEE en Albanie (plus d’information) et en Allemagne.

Type de contenu

L’ASNR retrace 80 ans d’exposition de la population française aux retombées radioactives de toutes origines

Introduction
Depuis 1945, la France métropolitaine a subi des retombées atmosphériques radioactives de diverses origines : essais d’armes nucléaires, accidents de Tchernobyl et de Fukushima, accident d’Algésiras, incendies de forêts, poussières sahariennes… L’ASNR dresse un bilan général sur ces retombées et leurs conséquences radiologiques pour la population.

Depuis 1945, la France métropolitaine a subi des retombées atmosphériques radioactives de diverses origines : essais d’armes nucléaires, accidents de Tchernobyl et de Fukushima, accident d’Algésiras, incendies de forêts, poussières sahariennes…. L’ASNR dresse un bilan général sur ces retombées et leurs conséquences radiologiques pour la population.

Le rapport revient tout d’abord sur les niveaux de ces retombées radioactives en termes de concentrations dans l’air, de dépôts à la surface du sol et de contamination des denrées alimentaires. Pour chacune de ces retombées, les voies d’exposition des personnes à cette radioactivité sont ensuite détaillées : inhalation de particules radioactives dans l’air, ingestion de denrées contaminées, exposition externe aux dépôts radioactifs…. 

Les doses efficaces reçues par la population française ont beaucoup évolué depuis 1945. Les plus élevées ont été reçues en 1958 puis entre 1961 et 1963, au plus fort de la guerre froide et des retombées des essais atmosphériques d’armes nucléaires américano-soviétiques, ainsi qu’en 1986 et 1987, à la suite des retombées de l’accident de Tchernobyl. Ces années-là, les doses efficaces moyennes ont été estimées à plusieurs centaines de microSieverts par an. Elles étaient très variables suivant les régions et ont pu atteindre 1 mSv/an dans les zones les plus touchées. En dehors de ces années, elles sont restées inférieures à 100 µSv pour la grande majorité des Français. En 2011, les retombées de l’accident de Fukushima ont été très faibles et fugaces, de l’ordre de quelques microSieverts. Les conséquences dosimétriques des autres évènements présentés dans ce bilan ont quant à elles été insignifiantes.

Doses efficaces moyennes annuelles estimées (µSv/an) pour des adultes travaillant en intérieur en milieu urbain pour six années clefs de leur évolution

Les doses moyennes à la thyroïde ont dépassé 1 mSv pour les enfants sur l’ensemble du territoire en 1958, puis de 1961 à 1963. En 1962 et pour les enfants de 1 à 2 ans (classe d’âges la plus exposée), elles ont été de l’ordre de 10 mSv en moyenne pour l’ensemble du territoire. En 1986, elles ont aussi été de l’ordre de 10 mSv dans les départements de l’Est du pays les plus touchées par les retombées de l’accident de Tchernobyl. 

Ces doses moyennes cachent une variabilité dont les causes ont également évolué suivant les périodes : durant les retombées des essais atmosphériques d’armes nucléaires, la principale source de variabilité des doses efficaces a été le lieu de résidence en liaison avec la répartition spatiale des dépôts radioactifs. A la suite des retombées de l’accident de Tchernobyl, les principales causes de variabilité ont été : la consommation de denrées forestières (champignons et gibiers), le lieu de résidence, le type d’environnement (rural ou urbain) et le mode de vie. Lors des « bouffées » d’iode 131 dans l’air, les doses à la thyroïde ont pu fortement varier avec les quantités de légumes et de produits laitiers consommés frais. Ainsi, les enfants résidant dans l’Est du pays entre mai et juillet 1986, ont pu recevoir des doses à la thyroïde de quelques dizaines de mSv qui ont pu atteindre 100 mSv sur les zones les plus touchées par les retombées de l’accident de Tchernobyl. Cela a aussi été le cas en 1958 et de 1961 à 1963, sur l’ensemble du territoire, lors des retombées des essais nucléaires.

Aujourd’hui, les doses efficaces liées à la rémanence des retombées atmosphériques anciennes sont très faibles : comprises entre 3 et 30 µSv/an pour la plupart des Français. Elles constituent toutefois la principale source d’exposition de la population à la radioactivité artificielle dans l’environnement, devant celles liées aux rejets des installations nucléaires. De plus, la consommation régulière de champignons sauvages et du gibier peut induire une dose supplémentaire de plusieurs dizaines de microSieverts par an.

Mais, même au plus fort des retombées des essais atmosphériques d’armes nucléaires ou en 1986 lors des retombées de l’accident de Tchernobyl, les doses efficaces dues à la radioactivité artificielle dans l’environnement n’ont le plus souvent pas excédé le dixième de celles dues à la radioactivité naturelle.

Type de contenu

L’ASNR rend son avis sur le dossier d’options de sûreté de l’usine de fabrication de combustibles avancés de Newcleo

Introduction
L’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection a rendu, le 2 juillet 2026, son avis sur le dossier d’options de sûreté présenté par Newcleo pour son projet d’usine de fabrication de combustibles MOX destinés à des réacteurs à neutrons rapides refroidis au plomb.
Projet réacteur de à neutrons rapides refroidis au plomb - Société Newcleo
Projet réacteur de à neutrons rapides refroidis au plomb - Société Newcleo

L’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection a rendu, le 2 juillet 2026, son avis sur le dossier d’options de sûreté présenté par Newcleo pour son projet d’usine de fabrication de combustibles MOX destinés à des réacteurs à neutrons rapides refroidis au plomb.

L’ASNR estime que les dispositions relatives à la démonstration de sûreté que retient Newcleo au stade d’options de sûreté sont satisfaisantes et permettent dans l’ensemble de répondre aux objectifs fixés par l’arrêté du 7 février 2012, notamment concernant l’application du principe de défense en profondeur, l’application d’une démarche déterministe prudente, la fixation d’objectifs généraux de sûreté suffisamment ambitieux et la prise en compte du retour d’expérience d’installations similaires. Dans le cadre d’une éventuelle demande d’autorisation de création de l’installation nucléaire de base, elle demande à Newcleo d’apporter des justifications supplémentaires, notamment pour évaluer les conséquences d’une chute d’avion, analyser le développement d’un incendie et garantir le respect des principes de confinement. 

En savoir plus :

Type de contenu

Mesure de l’activité du radon dans les établissements recevant du public : révision de la décision n° 2015-DC-0506 de l’ASN du 9 avril 2015

Introduction
L’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) précise dans une nouvelle décision les méthodes selon lesquelles les organismes agréés pour le mesurage du radon dans les établissements recevant du public (ERP) procèdent à ces mesurages et, par voie de conséquence, abroge la décision n° 2015-DC-0506 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 9 avril 2015.

Entrée en vigueur au 7 juillet 2026 de la nouvelle décision n° 2026-DC-043 de l'Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection du 5 mai 2026 relative aux conditions suivant lesquelles il est procédé à la mesure de l'activité du radon abrogeant la décision n° 2015-DC-0506 de l’ASN du 9 avril 2015

L’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) précise dans une nouvelle décision les méthodes selon lesquelles les organismes agréés pour le mesurage du radon dans les établissements recevant du public (ERP) procèdent à ces mesurages et, par voie de conséquence, abroge la décision n° 2015-DC-0506 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 9 avril 2015 pour plusieurs raisons, parmi lesquelles :

  • l’évolution en 2018 du cadre réglementaire applicable aux ERP et aux lieux de travail en matière de gestion du risque radon : pour ce qui concerne les ERP, le décret n° 2018-434 du 4 juin 2018 a modifié les dispositions applicables à la gestion du radon dans ces établissements ; pour ce qui concerne les lieux de travail, le décret n° 2018-437 du 4 juin 2018 a mis fin à l’intervention des organismes agréés par l’ASNR pour les mesurages du radon dans certains lieux de travail ;
  • la reconnaissance de certaines normes par le Comité européen de normalisation, leur mise à jour, et la publication de nouvelles normes intervenues depuis 2015 qui rendaient nécessaire l’actualisation de la liste des normes réputées satisfaire aux exigences méthodologiques de mesure de radon effectuées en application des articles R.1333-33 et R. 1333-34 du code de la santé publique. 

L’impact attendu de cette nouvelle décision sur l’activité des organismes agréés sera très limité (mise à jour des référentiels réglementaires mentionnés dans les rapports d’intervention et dans les procédures). En effet, les normes listées en annexe de la nouvelle décision n° 2026-DC-043 traduisent la standardisation de nouvelles pratiques de mesures apparues depuis 2015 et n’entrainent aucune modification notable d’un point de vue technique ou méthodologique. 


Le radon est un gaz radioactif naturel, présent dans le sol et les roches. Dans les espaces clos comme l'habitat, il peut s'accumuler dans l'air intérieur pour atteindre des concentrations parfois très élevées. À long terme, l’inhalation de radon conduit à augmenter le risque de développer un cancer du poumon. Il est de ce fait classé par le Centre international de recherche sur le cancer comme cancérigène certain pour le poumon depuis 1987.

En France, il est la seconde cause de cancer du poumon derrière le tabagisme. Le nombre annuel de décès par cancer du poumon associés à l’exposition domestique au radon est estimé à environ 3 000 soit 10% des décès par cancer du poumon. L'exposition à la fois au radon et au tabac augmente en effet de façon majeure le risque de développer un cancer du poumon : à exposition au radon égale, le risque de développer un cancer du poumon est environ 20 fois plus élevé pour un fumeur que pour un non-fumeur. La gestion du risque lié au radon constitue donc un enjeu sanitaire important qui a conduit l’État à élaborer une réglementation spécifique.

Certains ERP, situés notamment dans une zone à potentiel radon élevé, telle que définie à l’article R. 1333-29 du code de la santé publique, sont tenus d’évaluer l’activité volumique moyenne annuelle en radon et d’engager, si nécessaire, des actions correctives afin que l’activité volumique moyenne annuelle reste inférieure à un niveau de référence de 300 Bq.m‑3.

L’article R. 1333-36 du code de la santé publique prévoit que ces prestations de mesurage de l'activité volumique en radon soient réalisées par des organismes agréés par l’ASNR. Le but de ce système d’agrément est d’assurer que les organismes qui interviennent réalisent des mesures suivant une méthodologie rigoureuse et sachent en interpréter correctement les résultats.


Type de contenu

L’ASNR autorise l’opération de traitement du sodium secondaire de l’installation Phénix (INB n°71) et encadre les prélèvements d’eau et les rejets d’effluents de l’installation

Introduction
L’ASNR a autorisé par décision du 2 juin 2026 la mise en service de l’installation NOAH, qui réalisera le traitement du sodium secondaire du réacteur Phénix (INB n°71, sur le site de Marcoule). Le traitement du sodium secondaire est prévu pour une durée de 10 ans. Cette décision a fait l’objet d’une consultation du public sur le site de l’ASNR, du 20 février au 19 mars 2026.
Réacteur de la centrale Phénix ©CEA
Réacteur de la centrale Phénix ©CEA

L’ASNR a aussi adopté le 2 juin 2026 une décision qui modifie et actualise les dispositions existantes relatives aux modalités de prélèvement, de consommation d’eau et de rejets dans l’environnement ainsi qu’aux limites de rejets d’effluents de l’installation Phénix (Décision n° 2019-DC-0671 de l'ASN du 25 juin 2019 fixant les prescriptions relatives aux prélèvements et à la consommation d’eau, rejets et aux transferts d’effluents, et a la surveillance de l’environnement de l’installation nucléaire de base n° 71, dénommée « Phénix », exploitée par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) sur le site de Marcoule). Cette décision fait suite à la demande de mise en service de l’installation NOAH de Phénix pour le traitement du sodium secondaire qui nécessite l’encadrement des rejets engendrés par ce nouvel équipement. 

Le retour d’expérience de l’application de la décision n° 2019-DC-0671 de l'ASN du 25 juin 2019 réalisé par l’exploitant a également été intégré pour prendre en compte les conditions d’exploitation de l’usine ce qui a entrainé l’évolution et l’ajustement des paramètres suivants :

  • le volume d’eau industriel consommé ;
  • la fréquence de prélèvement de faune aquatique ;
  • le positionnement des points de prélèvement ;
  • le pH dans les rejets liquides ;
  • les paramètres chimiques des rejets d’eaux pluviales.

L’ASNR considère que les modifications retenues sont acceptables du point de vue des enjeux sanitaires et environnementaux associés aux rejets du site.

La décision a été adoptée par l’ASNR après le recueil de l’avis du conseil départemental de l’environnement et des risques sanitaires et technologiques (CODERST) du Gard et après les consultations du public et de la commission locale d’information Gard-Marcoule (CLI), qui n’ont pas émis d’observation.

Voir les décisions

  • Décision nº 2026-DC-044 de l’ASNR du 2 juin 2026
    donnant l’accord à la mise en service active de l’installation NOAH, en vue du traitement du sodium secondaire liquide de l’installation nucléaire de base n° 71 – Phénix
     
  • Décision n° 2026-DC-045 de l’ASNR du 2 juin 2026
    fixant les prescriptions relatives aux prélèvements et à la consommation d’eau, aux rejets et aux transferts d’effluents, et à la surveillance de l’environnement de l’installation nucléaire de base no 71, dénommée « Phénix », exploitée par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) sur le site de Marcoule
     
  • Décision n° 2019-DC-0671 de l’ASN du 25 juin 2019
    fixant les prescriptions relatives aux prélèvements et à la consommation d’eau, aux rejets et aux transferts d’effluents, et à la surveillance de l’environnement de l’installation nucléaire de base n° 71, dénommée « Phénix », exploitée par le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) sur le site de Marcoule.
Thème
Type de contenu

Avis de l’ASNR sur l’utilisation des radionucléides dans le cadre de la recherche clinique en médecine nucléaire

Introduction
L’ASNR publie des recommandations pour une meilleure prise en compte de la radioprotection dès les premières phases de la recherche clinique en médecine nucléaire et appelle à une mobilisation collective pour accompagner l’innovation dans un cadre sécurisé

L’ASNR publie des recommandations pour une meilleure prise en compte de la radioprotection dès les premières phases de la recherche clinique en médecine nucléaire et appelle à une mobilisation collective pour accompagner l’innovation dans un cadre sécurisé

L’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection publie son avis relatif à l’utilisation des radionucléides dans le cadre de la recherche clinique en médecine nucléaire, basé sur l’avis du groupe permanent d’experts en radioprotection (GPRP) du 11 juin 20241.

Dans un contexte de fort développement de la radiothérapie interne vectorisée (RIV), l’ASNR souligne que l’essor de ces traitements doit s’accompagner d’une prise en compte précoce et partagée des enjeux de radioprotection des patients, des professionnels, du public et de l’environnement. 

Les enjeux que soulève le développement de ces radiopharmaceutiques innovants sont en effet multiples : aménagement des installations, radioprotection des travailleurs, des patients et de leur entourage, gestion des déchets, et des effluents, organisation des prises en charge, robustesse de la chaine de production et de transport des radionucléides, disponibilité des compétences et des équipements nécessaires. Ces enjeux doivent être appréhendés dans leur globalité.

L’ASNR recommande la mise en place d’un groupe national de suivi de la médecine nucléaire thérapeutique afin d’assurer la coordination nécessaire au déploiement de ces évolutions dans un cadre sécurisé. L’objectif est de réunir l’ensemble des parties prenantes afin de favoriser une approche cohérente, progressive et fondée sur le retour d’expérience. Cette coordination doit également s’articuler avec les travaux conduits au niveau européen et national, notamment sur les conditions de développement, d’autorisation et de mise en œuvre des radiopharmaceutiques thérapeutiques2  3. L’ASNR souligne l’intérêt des travaux de coordination et d’anticipation conduits à ces deux échelles pour garantir la robustesse de la chaine de production, de gestion et de transport des radionucléides d’intérêt. 

Par ailleurs, l’ASNR insiste sur la nécessité de prendre en compte la radioprotection le plus en amont possible, dès la phase de conception des recherches cliniques, tant par les fabricants que par les promoteurs. Cela concerne notamment le choix du radionucléide, ses modalités de production, la limitation des impuretés de période longue, mais aussi le conditionnement du médicament radiopharmaceutique. Elle recommande ainsi que les informations nécessaires à l’évaluation des enjeux de radioprotection soient fournies dès la mise à disposition des documents décrivant le protocole de recherche. 

L’ASNR recommande également que les besoins matériels et organisationnels nécessaires à la réalisation de l’essai clinique dans de bonnes conditions de radioprotection soient anticipés, dès sa définition, . Cela inclut par exemple l’accès aux sources d’étalonnage des activimètres, au matériel de calibration des systèmes d’imagerie, aux équipements de protection adaptés, ainsi qu’aux informations utiles à la préparation, à l’administration des MRP et à la gestion des situations particulières. Les coûts induits pour l’acquisition des équipements doivent être pris en compte dans le cadre de la recherche car ils peuvent constituer un frein pour les services de médecine nucléaire.

L’ASNR souligne par ailleurs la nécessité d’acquérir plus systématiquement les données utiles à l’évaluation de la radioprotection des patients, des professionnels, de la population et de l’environnement dans le cadre des recherches cliniques sur les nouveaux radionucléides en médecine nucléaire, et d’en organiser le partage.

L’ASNR recommande en particulier aux fabricants, promoteurs et investigateurs de mieux documenter les données pertinentes pour la radioprotection des patients, de professionnels, du public et de l’environnement. 

L’ASNR préconise que les essais puissent s’appuyer sur des centres investigateurs pilotes pouvant disposer des ressources, des compétences et des moyens techniques nécessaires pour documenter de manière complète ces données de radioprotection. Les promoteurs devraient ensuite mettre à disposition ces données à l’ensemble des centres afin de faciliter l’obtention des autorisations, pour ces mêmes recherches ou pour les phases suivantes, comme pour le déploiement futur de ces traitements.

Enfin, l’ASNR rappelle que la recherche clinique doit aussi contribuer à faire progresser les connaissances en dosimétrie et en relation dose-effet, afin d’améliorer à terme la personnalisation des traitements et la traçabilité des doses reçues par les patients.

Thème
Type de contenu

L’ASNR renouvelle ses groupes permanents d’experts en sûreté nucléaire et en radioprotection : appel à candidatures

Introduction
Pour préparer ses décisions et avis présentant les enjeux de sûreté nucléaire et de radioprotection les plus importants, l’ASNR sollicite les avis et les recommandations de groupes permanents d’experts (GPE) placés auprès d’elle. Le mandat de ces GPE arrivant à échéance au 31 décembre 2026, l’ASNR lance un appel à candidatures pour leur renouvellement.

Pour préparer ses décisions et avis présentant les enjeux de sûreté nucléaire et de radioprotection les plus importants, l’ASNR sollicite les avis et les recommandations de groupes permanents d’experts (GPE) placés auprès d’elle1. Le mandat de ces GPE arrivant à échéance au 31 décembre 2026, l’ASNR lance un appel à candidatures pour leur renouvellement. 

Cinq GPE sont concernés par cet appel :

  • « déchets » (GPD),
  • « équipements sous pression nucléaires » (GPESPN),
  • « réacteurs nucléaires » (GPR),
  • « laboratoires, usines, démantèlement et transport » (GP LUDT),
  • « radioprotection » (GPRP) y compris le groupe de travail relatif à la radioprotection des patients (GTRPP) qui lui est rattaché

Le groupe transverse d’experts portant sur les réacteurs innovants (GT-RI) sera composé de membres issus des GPR, GPLUDT, GPESPN et GPD. 

Le rôle des groupes permanents d’experts

Les GPE sont consultés par l’ASNR afin de lui apporter un éclairage sur les sujets techniques présentant les enjeux les plus importants en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection. Pour cela, ils s’appuient généralement sur les éléments mis à leur disposition et élaborent un avis éclairé et indépendant assorti éventuellement de recommandations. Leurs avis sont rendus publics sur asnr.fr.

Les GPE fournissent à l’ASNR une prise de recul utile à la prise de décision, avec leurs avis élaborés à partir de discussions collectives entre experts. Ils jouent un rôle de garant de la doctrine en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection et contribuent à son évolution. Ils peuvent être également associés aux évolutions de la règlementation. Il est attendu des membres qu’ils se tiennent informés du progrès des connaissances dans le domaine de la sûreté nucléaire ou de la radioprotection.

Le fonctionnement des groupes permanents d’experts

Les modalités de fonctionnement des GPE sont fixées à l’article 8 de l’annexe 2 du règlement intérieur de l’ASNR et par le règlement intérieur des GPE

Chaque GPE se réunit plusieurs fois dans l’année pour préparer les avis demandés par l’ASNR. Les GPE peuvent aussi se réunir pour des séances d’information et être amenés à participer à des visites sur le terrain.

Les GPE peuvent avoir recours, ponctuellement, à des groupes de travail temporaires (GT ad hoc) sur des sujets spécifiques. Ces GT ad hoc produisent un rapport et rendent compte de leurs réflexions au GPE, qui émet ensuite un avis.

Les membres des GPE sont nommés en raison de leurs compétences, qu’elles soient transversales dans des domaines de la sûreté nucléaire ou de la radioprotection, relatives à certains types d’installations ou d’activités, ou spécialisées dans un domaine technique. 

Les experts sont nommés intuitu personae et ne représentent pas leur structure d’origine, mais contribuent, par leurs connaissances et leur expérience, à former un consensus technique sur les sujets qui leurs sont soumis. Les GPE ne constituent pas des groupes pluralistes.

Les membres des GPE sont nommés pour quatre ans par décision du directeur général de l’ASNR. Ils exercent leur activité à titre bénévole. Ils disposent d’une disponibilité suffisante pour participer activement et assidûment aux travaux, notamment pour ceux membres de plusieurs groupes, incluant des déplacements en région parisienne notamment pour assister en présentiel aux séances de GPE, au siège de l’ASNR à Montrouge (92). Il peut être mis fin à leur fonction à leur demande ou par décision motivée de l’ASNR.

L’ASNR met en œuvre des modalités de sélection et de nomination des membres des GPE visant à assurer, outre la complémentarité de leurs compétences, l’indépendance de l’expertise sur laquelle elle s’appuie et la transparence du processus d’élaboration de ses décisions.

La prévention des conflits d’intérêts conduit également l’ASNR à demander aux candidats de produire une déclaration d’intérêts. Les règles de déontologie applicables aux expertises réalisées par les GPE sont définies dans le règlement intérieur de l’ASNR (annexe 2), ainsi que dans le règlement intérieur des GPE

Les membres des GT ad hoc créés sont soumis aux mêmes obligations déontologiques que les membres des GPE.

Modalités de candidature

Le processus de sélection de experts est précisé aux articles 5 à 7 de l’annexe 2 du règlement intérieur de l’ASNR.

La nouvelle mandature sera constituée avant le 31 décembre 2026.

Les candidats peuvent postuler pour un ou plusieurs GPE. S’agissant des groupes d’experts en radioprotection, les candidats peuvent postuler soit pour le groupe permanent « radioprotection » (GPRP) seul, soit pour son groupe de travail pérenne rattaché (GTRPP) seul, soit pour les deux. 

Les dossiers de candidatures doivent être déposés sur le site « démarches simplifiées » au plus tard le 6 septembre 2026.

Les pièces constitutives du dossier de candidature sont :

  • le formulaire de candidature,
  • la déclaration d’intérêts.

Au regard de l’ensemble des candidatures recueillies, une commission de sélection des experts de chaque GPE formulera des propositions de composition de ces groupes. Le directeur général de l’ASNR nommera ensuite les membres des GPE pour la mandature 2027-2030.

Toute demande de renseignements en lien avec le présent appel à candidatures peut être adressée au secrétariat des GPE à candidaturesGPE@asnr.fr.

  • 1

    Cf. article L.592-13-3 du code de l’environnement

Pour en savoir plus

Type de contenu

L’ASNR fait le point sur les conséquences des canicules et sécheresses sur les centrales nucléaires

Introduction
Les épisodes de canicule et de sécheresse ont des répercussions significatives sur le fonctionnement des centrales nucléaires. L’ASNR vérifie que leur sûreté est assurée pendant ces situations et que celles-ci n’ont pas d’impact sur l’environnement.

Les épisodes de canicule et de sécheresse ont des répercussions significatives sur le fonctionnement des centrales nucléaires. L’ASNR vérifie que leur sûreté est assurée pendant ces situations et que celles-ci n’ont pas d’impact sur l’environnement.

Trois enjeux majeurs sur le fonctionnement des centrales nucléaires

1. Le maintien de la sûreté des réacteurs en période de canicule

Les fortes chaleurs entraînent une hausse de la température dans les locaux des centrales nucléaires. Le bon fonctionnement des équipements contribuant à la sûreté des réacteurs dépend notamment d’une température ambiante maîtrisée. Pour éviter tout dépassement des seuils admissibles, les centrales sont équipées de systèmes de ventilation et de climatisation. Depuis les canicules de 2003 et 2006, EDF a renforcé ces dispositifs et réévalue régulièrement les températures de référence pour chaque réacteur, notamment lors des réexamens périodiques, en intégrant les évolutions climatiques.

2. L’adaptation de la puissance des réacteurs face à la hausse des températures des cours d’eau

Les centrales nucléaires prélèvent de l’eau dans les rivières ou la mer pour refroidir leurs réacteurs. Cette eau, restituée à une température plus élevée, peut modifier l’équilibre thermique des milieux aquatiques. Pour limiter cet impact, l’ASNR encadre strictement les conditions de rejet en prescrivant des valeurs limites pour la température de rejet des eaux de refroidissement dans le milieu naturel et l’échauffement en aval de la centrale nucléaire. Elle impose également une surveillance renforcée de l’environnement. 
En cas de température excessive en amont, EDF doit réduire la puissance des réacteurs, voire les arrêter, pour respecter ces limites.

Lors de l’été 2022, la France a fait face à des températures record dans le Rhône, la Garonne et l’estuaire de la Gironde, et à des enjeux de sécurité du réseau électrique et de préservation des réserves de gaz naturel et d’eau des barrages hydroélectriques en vue de l’hiver.
L’ASNR a alors autorisé temporairement des adaptations des limites pour les centrales de Golfech, Bugey, Saint-Alban, Blayais et Tricastin tout en exigeant une surveillance accrue des milieux aquatiques.

3. La gestion des effluents radioactifs en période de sécheresse

Un débit faible des cours d’eau peut empêcher une bonne dilution des effluents liquides rejetés issus des réacteurs. Pour protéger les milieux aquatiques, l’ASNR impose un débit minimal en deçà duquel les rejets des effluents radioactifs sont interdits. EDF doit alors stocker ces effluents dans des réservoirs. Afin de mieux faire face à ces situations, EDF cherche à réduire la production de ces effluents et prévoit d’augmenter ses capacités de stockage dans les années à venir.

Perspectives

Dans le cas où EDF serait amenée à solliciter en 2026 une modification temporaire des limites des rejets thermiques de certaines centrales nucléaires en raison d’impératifs de sécurité du réseau électrique comme en 2022, l’ASNR devra instruire cette demande dans un temps limité, en tenant compte des conditions météorologiques et hydrologiques les plus récentes.

Afin d’anticiper une telle situation, EDF transmet à l’ASNR chaque année au début de l’été son analyse de la réponse des écosystèmes observée lors des épisodes de canicule passés et la surveillance renforcée des eaux de surface qu’elle envisage.

L’analyse réalisée pour l’année 2026 est accessible sur cette page. Le public qui le souhaite peut formuler des observations en suivant ce lien.

Par ailleurs, l’ASNR analyse actuellement les conséquences du changement climatique sur la sûreté des centrales nucléaires et la protection de l’environnement dans le cadre de la démarche qu’elle a lancée sur les perspectives de poursuite de fonctionnement de ces installations au-delà de 60 ans. Elle rendra un avis sur le sujet d’ici la fin de l’année 2026.

Thème
Type de contenu