Environnement

Été 2025 : l’ASNR fait le point sur les rejets thermiques des centrales nucléaires pendant les périodes de canicule

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Introduction

Pour contribuer au refroidissement de ses réacteurs, une centrale nucléaire prélève de l’eau dans un cours d’eau ou dans la mer. Cette eau est ensuite restituée au milieu naturel, à une température plus élevée que lors du prélèvement. En période de canicule et d’étiage, ces rejets, dits thermiques, sont susceptibles d’avoir une incidence sur l’environnement aquatique. Ils sont donc encadrés par des prescriptions de l’ASNR.

Au cours de l’été 2022, qui avait été marqué par des périodes de canicule et de sécheresse, l’ASNR avait adopté quatre décisions modifiant temporairement les prescriptions encadrant les rejets thermiques des centrales nucléaires de Blayais, Bugey, Golfech, Saint-Alban et Tricastin. Ces décisions avaient été adoptées à la suite de demandes d’EDF et après examen des enjeux liés à la protection de l’environnement. Elles prescrivaient une surveillance renforcée de l’environnement aquatique, en particulier de la faune piscicole. Elles répondaient au besoin de maintenir la production d’électricité de certaines centrales afin de répondre à deux impératifs de nécessité publique : d’une part assurer la sécurité du réseau électrique et d’autre part préserver les réserves de gaz naturel et d’eau des barrages hydroélectriques en prévision de l’hiver 2022/2023 dans un contexte de forte tension au plan énergétique.

L’ASNR présente le retour d’expérience de l’application de ces décisions dans une note technique, en particulier le bilan de la surveillance renforcée de l’environnement mise en œuvre dans ce cadre.

Les conditions météorologiques et hydrologiques ne peuvent être anticipées que de quelques jours. Dans le cas où EDF serait amenée à solliciter en 2025 une demande de modification temporaire des limites des rejets thermiques de certaines centrales nucléaires en raison d’impératifs de sécurité du réseau électrique, l’ASNR devra instruire cette demande dans un temps limité.

Afin d’anticiper une telle situation, EDF a transmis à l’ASNR au début de l’été 2025 des éléments techniques portant sur la réponse des écosystèmes observée lors des épisodes de canicule passés et sur la surveillance renforcée des eaux de surface qu’elle envisage.

L’ASNR met à disposition ces éléments sur son site Internet. Le public qui le souhaite peut formuler des observations sur ces documents sur ce lien.

En savoir plus :

Note technique ASNR - Rejets thermiques des centrales nucléaires pendant les périodes estivales
(PDF - 555,86 ko)
Dossier EDF - Bilan des réponses écosystémiques observées sur le parc en situation de canicule
(PDF - 26,44 Mo)
Dossier EDF - Surveillance des eaux de surface en situation exceptionnelle
(PDF - 7,59 Mo)

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Environnement

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Recommandations du GP Déchets sur la sûreté à long terme de Cigéo en phase d’après-fermeture

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Introduction

À l’issue de la phase d’instruction technique de la demande d’autorisation de création de Cigéo, l’ASNR a présenté son 3ème rapport d’expertise au groupe permanent d’experts pour les déchets, qui a émis ses recommandations sur la sûreté à long terme de Cigéo en phase d’après-fermeture, et a formulé sa conclusion générale sur le dossier.

Le groupe permanent d’experts pour les déchets émet ses recommandations sur la sûreté à long terme de Cigéo en phase d’après-fermeture et formule sa conclusion générale.

La troisième et dernière phase de l’instruction technique du dossier de demande d’autorisation de création de Cigéo s’est conclue avec la réunion du groupe permanent d’experts pour les déchets (GPD) les 25 et 26 juin 2025. Cette troisième phase portait sur la sûreté de Cigéo en phase d’après-fermeture. Les discussions du GPD se sont basées sur l’expertise réalisée par la direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR.
Le GPD a estimé que la démonstration de la sûreté en après-fermeture présentée par l’Andra est satisfaisante pour ce stade de développement du projet, compte tenu des engagements pris par l’Andra et sous réserve de la prise en compte des observations qu’il a formulées à l’issue de son examen. Il considère que le système de stockage, dans l’architecture retenue, présente une bonne capacité globale de confinement et est robuste vis-à-vis de l’ensemble des risques et incertitudes considérés en après-fermeture.
À l’issue de l’examen de l’ensemble du dossier de demande déposé par l’Andra, le groupe permanent considère que la démonstration de sûreté de Cigéo repose sur une base solide de connaissances et a atteint le niveau de maturité requis à ce stade. Il a néanmoins soulevé certains enjeux importants, qui appellent des compléments et devront faire l’objet d’évaluations à l’occasion de jalons à venir dans le développement du projet.
L’ASNR rendra son avis sur la demande d’autorisation de création de Cigéo, conformément aux dispositions de l’article L. 542-10-1 du code de l’environnement, dans l’objectif d’éclairer le public sur cette demande en vue de l’enquête publique. L’ASNR présentera, dans cet avis prévu à la mi-novembre 2025, sur la base de sa propre expertise et des recommandations du GPD, les éléments qu’elle juge nécessaires pour compléter la démonstration de sûreté en vue de la mise à jour du dossier prévu avant l’enquête publique, ainsi que ceux attendus aux étapes ultérieures du développement du projet Cigéo.
Les parties prenantes engagées dans les différentes démarches de dialogue mis en œuvre par l’ASNR au cours de l’expertise et de l’instruction techniques seront consultées à l’automne dans le cadre de la préparation de cet avis, afin d’avoir un continuum de participation de la société civile sur les phases de saisine, d’expertise et d’instruction de l’ASNR et de leur permettre de jouer pleinement leur rôle dans la perspective des consultations réglementaires à venir, en particulier l’enquête publique prévue en 2026.

Consultation spécifique des parties prenantes sur le projet d’avis de l’ASNR : L’ASNR présentera son projet d’avis aux parties prenantes mobilisées pendant l’instruction technique lors d’une réunion début octobre. Après une phase de recueil des commentaires et questions, l’ASNR organisera un atelier en novembre pour partager les contributions reçues, dont elle tiendra compte en vue de finaliser son avis.

L’Andra a déposé auprès du ministère de la transition énergétique, le 16 janvier 2023, la demande d’autorisation de création (DAC) d’une installation de stockage de déchets radioactifs en couche géologique profonde dénommée Cigéo. L’ASNR a été saisie par le ministère de la transition énergétique, en mars 2023, pour piloter l’instruction technique de cette demande.

L’ASN a souhaité que l’expertise du dossier de demande soit organisée selon trois groupements thématiques : les données de base retenues pour l’évaluation de sûreté de Cigéo, la sûreté en phase d’exploitation des installations de surface et souterraine et la sûreté après fermeture. Des thèmes transverses sont également étudiés, tels que la réversibilité (incluant le principe d’adaptabilité du stockage et de récupérabilité des colis de déchets radioactifs en vérifiant l’absence d’incidences négatives sur la sûreté en après-fermeture), la phase industrielle pilote et les conséquences liées au changement climatique. La première phase s’est conclue par une réunion du groupe permanent d’experts pour les déchets (GPD) les 24 et 25 avril 2024, et la deuxième phase les 10 et 11 décembre 2024.

La direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR a présenté son expertise et le groupe permanent d’experts pour les déchets (GPD) a examiné, les 25 et 26 juin 2025, avec l’appui de membres des groupes permanents d’experts pour les laboratoires et les usines (GPU) et pour la radioprotection des travailleurs, du public, des patients et de l’environnement (GPRP), le troisième groupement thématique, puis a formulé sa conclusion générale à l’issue de l’examen de l’ensemble du dossier déposé par l’Andra.

Un dialogue technique a été organisé à destination de la société civile par l’ANCCLI, le CLIS de Bure et l’ASNR durant l’expertise du DDAC de Cigéo. Il a démarré début 2023 et se terminera début octobre 2025. Les objectifs sont de tenir compte des préoccupations et des questions de la société civile pour rendre plus robuste l’expertise de l’ASNR et de permettre à société civile de se forger leur propre opinion sur les sujets de sûreté nucléaire et de radioprotection et participer ainsi au processus conduisant à la décision publique.

En parallèle, l’ASNR a mené une concertation sur le projet de saisine globale de l’IRSN et les projets de saisines du groupe permanent d’experts « déchets » pour recueillir l’avis de parties prenantes participant au groupe de travail du PNGMDR.

Concernant l’examen du troisième groupement thématique portant sur la sûreté en après-fermeture de Cigéo, les éléments de conclusion suivants ont été mis en lumière par l’expertise réalisée par la direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR.

La démonstration de sûreté de Cigéo après sa fermeture a atteint le niveau de maturité requis au stade d’une demande d’autorisation de création d’un stockage. La pertinence de la démarche retenue par l’Andra pour évaluer la sûreté de Cigéo après sa fermeture a été soulignée, celle-ci étant fondée sur l’examen de sa performance de confinement via des scénarios d’évolution du stockage déduits d’une analyse globalement satisfaisante des risques sur le long terme et des incertitudes associées à la performance de ses composants.

L’évaluation du scénario d’évolution normale du stockage (SEN), qui correspond à l’évolution prévisible de l’installation et du milieu géologique, montre une bonne capacité de confinement du système de stockage. La poursuite des efforts de consolidation des connaissances, en particulier relatives à la solubilité du sélénium ou encore aux propriétés hydrauliques de la formation géologique du Callovo-Oxforien (COx), reste toutefois nécessaire afin de dégager des marges par rapport aux objectifs de protection radiologique.

Les scénarios de dysfonctionnement des scellements ou des conteneurs de stockage HA, ainsi que d’effondrement d’un alvéole durant la phase d’exploitation, qui conduisent à des performances de confinement dégradées, présentent des impacts sanitaires du même niveau qu’en SEN. Ces impacts peuvent néanmoins être plus élevés pour les scénarios postulant une faille non détectée dans le quartier de stockage MA-VL ou une intrusion humaine involontaire, sans pour autant être inacceptables au regard de la très faible vraisemblance des scénarios retenus et de la sévérité des hypothèses qui les fondent. Il a été noté que l’Andra s’était engagée, en réponse à une demande sociétale, à prendre en considération un scénario d’abandon du stockage avant sa fermeture dans l’objectif d’identifier, le cas échéant, des modalités de fermeture anticipée du stockage qui en limiteraient les conséquences sur la sûreté à long terme ; cela a été considéré satisfaisant compte tenu de la durée séculaire de son exploitation.

Au vu de l’ensemble de ces éléments, le système de stockage, dans l’architecture retenue, est apparu robuste vis-à-vis des risques et incertitudes liées à son évolution. Les évaluations des impacts environnementaux, tant radiologiques que chimiques, ainsi que des impacts sanitaires chimiques, concluent à des niveaux très faibles.

En revanche, en l’absence d’une comparaison étayée entre plusieurs options d’architecture au regard de critères relatifs à la sûreté en exploitation et après fermeture (déjà soulignée par l’ASN à l’issue de l’expertise du dossier d’options de sûreté), la direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR n’a pu se prononcer sur le caractère optimisé de l’architecture du stockage retenue au stade du DDAC, sans toutefois préjuger qu’elle ne le soit pas. Du point de vue de la sûreté après fermeture, cette architecture confère une importance supplémentaire aux scellements des galeries en ne mettant pas à profit le gain avéré d’un positionnement du quartier de stockage MA-VL en aval hydraulique des liaisons surface-fond (LSF). A cet égard, la justification du nombre, de la localisation et de la performance des scellements des galeries dans l’architecture retenue reste à apporter.

Sur la préservation de la mémoire, le travail de préfiguration engagé par l’Andra est estimé satisfaisant au stade actuel du développement du projet, et doit se poursuivre.

Enfin, bien qu’aucun point rédhibitoire lié à la sûreté après fermeture du stockage de l’inventaire de réserve n’ait été identifié à ce stade des études d’adaptabilité, les efforts à mener pour démontrer l’absence de risque de criticité à long terme du stockage des combustibles usés (CU) restent substantiels, dès lors que le maintien de leur géométrie ne serait plus garanti.

Lors de sa réunion des 25 et 26 juin 2025, le GPD a confirmé les principaux éléments de conclusion de l’expertise réalisée par la direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR, et en particulier celle sur la bonne capacité globale de confinement et la robustesse du système de stockage dans l’architecture retenue. Le GPD a néanmoins davantage mis en exergue la nécessité d’évaluer le degré de conservatisme par rapport aux objectifs de protection radiologique de l’évaluation en situation enveloppe du scénario postulant un forage abandonné au niveau du stockage. S’agissant de la maîtrise du risque de criticité lié au stockage de l’inventaire de référence, le GPD estime également que les éléments présentés par l’Andra vont dans le sens de la démonstration d’une absence de criticité après fermeture du stockage pour l’inventaire de référence. Toutefois, le GPD souligne que l’exclusion de criticité, si elle est satisfaisante sur le principe, peut s’avérer délicate à démontrer eu égard aux échelles de temps à considérer. Enfin, s’agissant de l’optimisation de l’architecture actuellement retenue vis-à-vis de la sûreté en exploitation et après fermeture, le GPD relève que l’Andra a étudié l’incidence de la longueur des galeries sur les gains possibles en termes de performance de confinement, mais n’a pas répondu à l’ensemble de la demande de l’ASN formulée à ce sujet à l’issue de l’instruction du DOS. Le GPD estime en conséquence que l’Andra devra compléter son dossier afin de justifier le positionnement du quartier de stockage MA-VL par rapport aux LSF, ainsi que le nombre et la localisation des scellements des galeries dans l’architecture retenue.

En conclusion générale, la direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR ainsi que le GPD ont souligné les avancées notables de la démonstration de sûreté de Cigéo depuis le DOS (dossier d’options de sûreté), tant dans la constitution du socle de connaissances qui la fonde, que dans son évaluation en phase d’exploitation et après fermeture. Cette démonstration a globalement atteint le niveau de maturité requis à ce stade pour l’architecture retenue et doit désormais être complétée et consolidée. Il convient à cet égard de rappeler la spécificité temporelle du projet Cigéo, qui dispose notamment d’une phase industrielle pilote d’une durée estimée à une trentaine d’années à partir de la délivrance du décret d’autorisation de création. Durant cette phase, destinée à asseoir la démonstration de sûreté du stockage au moyen d’études et d’essais réalisés dans son environnement géologique et dans des conditions représentatives de son fonctionnement industriel, les compléments et consolidations identifiés comme nécessaires à l’issue de l’expertise du DDAC devront faire l’objet de rendez-vous d’évaluation programmés en amont de la mise en service de l’installation actuellement envisagée par l’Andra à l’horizon 2050, par exemple à l’occasion du franchissement de jalons techniques clés tels que le début du creusement, ou l’engagement de la construction du premier alvéole…

En particulier, les compléments susceptibles de conduire à des modifications de conception, tels que la consolidation des connaissances des propriétés de la roche hôte au droit des structures profondes détectées au nord du quartier HA, l’évolution de dispositions de compartimentage et d’intervention en cas d’incendie, la démonstration de la sûreté de l’exploitation des alvéoles HA et de la fermeture des alvéoles MA-VL, ainsi que les dispositions de surveillance, devront faire l’objet d’une évaluation avant le creusement des ouvrages concernés. S’agissant des ouvrages de fermeture, des éléments complémentaires sont nécessaires en vue de rendez-vous d’évaluation au cours de la phase industrielle pilote. Concernant les déchets bitumés, l’examen de leurs conditions de stockage doit se poursuivre. Ces compléments devront être pris en compte dans l’établissement du programme de la phase industrielle pilote, dont les objectifs et critères de réussite restent préliminaires à ce stade.

Enfin, la flexibilité de l’installation constitue un enjeu fondamental afin de garantir la gestion sûre de l’ensemble des déchets de l’inventaire de référence, y compris en cas d’évolution de l’architecture ou de la conception de l’installation considérées au stade de la DAC. S’agissant de l’adaptabilité de Cigéo à l’inventaire de réserve, il n’a pas été identifié, à ce stade des études, de point rédhibitoire lié à la sûreté du stockage des CU et des déchets FA-VL. Dans le cas où il serait envisagé d’y stocker d’autres déchets que ceux de l’inventaire de référence, une démonstration de sûreté complémentaire devra être apportée.

Ces différents rendez-vous appelés par l’expertise du dossier ont vocation à être encadrés par des prescriptions techniques que l’ASNR pourra prendre en application du décret d’autorisation de création. Ils donneront lieu le cas échéant à des actions de dialogue avec les parties prenantes et le public, afin de conforter la participation des citoyens tout au long de la vie de l’installation, telle qu’elle est appelée par la loi.

Pour en savoir plus

Consulter l'avis du groupe permanent d'expert
Consulter le rapport, ses annexes et l’avis de la direction de la recherche et de l’expertise en environnement de l’ASNR
L’instruction de la demande d’autorisation de création de Cigéo

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Environnement

Sûreté

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Lancement d’une étude radiologique autour de l’ancien site minier de l’Ecarpière

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Introduction

Le 19 mars dernier, à l’invitation du Maire de Gétigné, l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) a présenté l’étude radiologique de l’ancien site minier de l’Ecarpière (Gétigné – Saint-Crespin-sur-Moine).

Lancement d'une étude radiologique autour de l’ancien site minier de l’Ecarpière — Présentation de l'étude radiologique du site de l'Ecarpière le 19 mars 2025 à Gétigné - © ASNR

En concertation avec l’exploitant (Orano) et la Commission de suivi du site (qui réunit préfecture, élus, associations et services de l’État), l’étude radiologique déployée par l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection est un dispositif innovant d’études scientifiques participatives autour de l’ancien site minier de l’Écarpière.

Indépendante de la surveillance réglementaire menée par l’exploitant, l’étude radiologique du site de l’Ecarpière poursuit 3 objectifs principaux :

Améliorer les connaissances scientifiques qui permettront de mieux caractériser l’influence du site sur son environnement proche ;
Estimer de manière réaliste l’exposition radiologique et chimique des populations avoisinantes notamment via une enquête « mode de vie » sur les denrées locales consommées et les usages du site et de son environnement* ;
Impliquer concrètement la population à chaque étape du programme depuis sa mise en place jusqu’à la restitution finale en les invitant à rejoindre le groupe de suivi.

* Pour participer à l’enquête mode de vie, cliquez sur ce lien

Pour en savoir plus

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Environnement

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Événement radiologique à l’Institut Gustave Roussy

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Introduction

Le 12 mars 2025, l’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR) a été informée par l’Institut Gustave Roussy (IGR) de Villejuif (94) d’un rejet incidentel d’effluents radioactifs par le service de médecine nucléaire de l’Institut. Le contenu d’une cuve d’effluents liquides a été déversé dans le réseau d’assainissement, sans respecter la procédure de décroissance radioactive.

L’ASNR a réalisé une première évaluation des conséquences sanitaires de l’incident, sur la base des informations transmises par le conseiller en radioprotection de l’Institut, et en considérant des hypothèses de circulation des effluents dans les réseaux d’assainissement. Les résultats de cette évaluation montrent que l’exposition potentielle qui en résulte, pour des travailleurs des stations d’épuration et des égoutiers, reste très largement inférieure à la limite réglementaire annuelle d’exposition du public de 1000 µSv/an (ou 1 mSv/an). Ces résultats ont été affinés secondairement grâce aux informations complémentaires transmises par l’IGR et par les gestionnaires de réseaux ; les calculs indiquent des doses reçues inférieures à 2 microsieverts (µSv), soit 0,002 millisieverts (mSv).

Le 13 mars 2025, des prélèvements d’eau usée ont également été réalisés en amont immédiat des trois stations d’épuration concernées (Arcueil, Paris 5e et Colombes, telles qu’identifiées par les gestionnaires des réseaux d’assainissement), par le Laboratoire central de la Préfecture de police de Paris (LCPP), la Brigade de sapeurs-pompiers de Paris (BSPP) et l’ASNR, mandatés par le préfet du Val-de-Marne. Les mesures radiologiques réalisées lors de ces interventions n’ont pas relevé d’élévation du niveau de radioactivité ambiante. L’analyse secondaire des échantillons réalisée par le laboratoire de l’ASNR du Vésinet (78) a permis de déceler la présence de radionucléides médicaux, qui ne peut cependant pas être formellement corrélée au rejet de l’IGR.

Le 14 mars 2025, l’ASNR a mené une inspection réactive à l’IGR. Ce dernier devra transmettre à l’ASNR sous deux mois un compte rendu incluant l’analyse approfondie des causes, ainsi que les actions correctives prévues, dont l’efficacité devra être vérifiée par l’Institut. Les actions mises en place seront vérifiées par l’ASNR dans le cadre de ses actions de contrôle.

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Arche de confinement de la centrale nucléaire de Tchernobyl : événement survenu dans la nuit du 13 au 14 février 2025

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Introduction

Dans la nuit du 13 au 14 février 2025, un drone a percuté l’arche de confinement du réacteur accidenté n° 4 de la centrale nucléaire de Tchernobyl provoquant une perforation de la paroi et un incendie au niveau de l’impact qui a été maitrisé dans la matinée du 14 février 2025. Aucune élévation du niveau de la radioactivité n’est actuellement détectée dans l’environnement.

L'arche de confinement du réacteur accidenté n°4 de la centrale de Tchernobyl - © Source ChNPP : Viktor Kuchynskyi

Les images relayées par les médias ne montrent pas de dégâts d’ampleur à l’intérieur de l’arche.

Cette arche a été construite afin de protéger l’environnement et de permettre le démantèlement du réacteur. Elle complète le sarcophage historique construit juste après l’accident.

Depuis le début du conflit, l’ASNR assure une veille régulière des niveaux de radioactivité sur le territoire ukrainien. Cette surveillance s’appuie notamment sur les données de balises automatiques du site internet ukrainien SaveEcoBot qui agrège les mesures de la radioactivité ambiante dans l’air issues de plusieurs sources. Cette surveillance s’appuie également sur les données du réseau européen EURDEP transmises par les autorités des États européens.

L’analyse récente des données disponibles*, et notamment celles de la nuit du 13 au 14 février 2025, ne montre aucune élévation de la radioactivité à proximité immédiate de la centrale de Tchernobyl. L’ASNR continuera à assurer une veille régulière.

Tchernobyl - Analyse données février 2025

* Sources des données exploitées :

SSE : State Specialized Enterprise “Chernobyl NPP” (SSE ChNPP) (https://chnpp.gov.ua/ua/)
Ecocenter : agence publique ukrainienne de gestion de la zone d’exclusion de Tchernobyl (http://dazv.gov.ua/)

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Environnement

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Le groupe permanent d’experts pour les déchets émet ses recommandations sur la sûreté de Cigéo en phase d’exploitation

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Introduction

L’ASNR a été saisie par le ministère de la transition énergétique, en mars 2023, pour piloter l’instruction technique de la demande d’autorisation de création (DAC) de Cigéo.

La seconde phase de l’instruction technique du dossier de demande d’autorisation de Cigéo s’est conclue avec la réunion du groupe permanent d’experts pour les déchets (GPD) les 10 et 11 décembre 2024. Cette seconde phase portait sur la sûreté de Cigéo en phase d’exploitation. Les discussions du GPD se sont basées sur l’expertise réalisée par l’IRSN.
Le GPD a estimé que la démonstration de la sûreté du fonctionnement des installations de surface et de l’infrastructure souterraine présentée par l’Andra est globalement satisfaisante à ce stade du projet, mais devra être complétée notamment sur la gestion des situations accidentelles, et sur la prévention des risques liés à l’incendie et à l’explosion.
L’ASNR présentera, dans l’avis qu’elle présentera au Parlement à l’issue de l’ensemble de l’instruction technique, les éléments qu’elle juge nécessaires pour la délivrance éventuelle du décret d’autorisation, ainsi que les perspectives de prescriptions ou points d’arrêts envisagés, notamment sur la base des recommandations du GPD, pour assurer l’encadrement réglementaire de l’installation dans les phases suivantes de sa vie.
L’instruction technique du dossier par l’ASNR va se poursuivre avec l’expertise par ses services du troisième et dernier volet thématique portant sur la sûreté à long terme du stockage, après sa fermeture. Cette expertise donnera lieu à une troisième réunion du GPD, prévue mi-2025.

L’ASNR a souhaité que l’expertise du dossier de demande soit organisée selon trois phases d’instruction : les données de base retenues pour l’évaluation de sûreté de Cigéo, la sûreté en phase d’exploitation des installations de surface et souterraine et la sûreté après fermeture. La première phase s’est conclue par une réunion du groupe permanent d’experts pour les déchets¹ (GPD) les 24 et 25 avril 2024.

Comme ce fut le cas pour la saisine du GPD relative à la première phase, ainsi que pour la saisine de l’IRSN sur l’ensemble du dossier de demande, la saisine du GPD relative à la deuxième phase a fait l’objet d’une concertation avec les parties prenantes (voir encadré ci-dessous). En outre, un dialogue technique était organisé par l’IRSN pendant les deux premières phases en parallèle de l’expertise du dossier et se poursuivra pendant la troisième phase (voir encadré ci-dessous).

A la suite d’échanges avec l’Andra durant la seconde phase d’instruction, la chronologie du projet conduirait aux échéances suivantes :

Une phase de construction initiale débutant avec des travaux de terrassements vers 2029, le début des creusements prévu à l’horizon 2035 ; les premiers alvéoles MA-VL seraient aménagés à l’horizon début 2040, les premiers alvéoles HA à l’horizon 2045.
Une mise en service limitée à la phase industrielle pilote (PhiPil) à l’horizon 2050. L’Andra envisage à ce stade une durée de 25 à 30 ans pour la Phipil.
Une phase de démantèlement et de fermeture à l’horizon 2150.

Ces échéances ont été prises en compte pour la seconde réunion du GPD.

Le GPD s’est réuni les 10 et 11 décembre 2024, sur la base de l’expertise produite par l’IRSN (voir encadré ci-après).

En conclusion de cette deuxième réunion d’examen, le groupe permanent a estimé que la démonstration de la sûreté du fonctionnement des installations de surface et de l’infrastructure souterraine présentée par l'Andra est globalement satisfaisante à ce stade du projet. L’ASNR prend note que, sans remettre en cause la conception de Cigéo à ce stade de l’instruction, le groupe permanent a précisé qu’il souhaitait examiner, avant le début des creusements, les compléments qui seront apportés concernant la démonstration de la sûreté en exploitation du stockage des déchets bitumés, de la fermeture des alvéoles MA-VL et de l’exploitation des alvéoles HA.

Les recommandations et positions du GPD contribueront à fonder l’avis que rendra l’ASNR sur cette demande conformément aux dispositions de l’article L. 542-10-1, à l’issue de l’ensemble de l’instruction technique. Par ailleurs, ces recommandations et positions, ainsi que certains engagements de l’Andra pris au cours de l’instruction, pourront faire l’objet de prescriptions établies par l’ASNR à la suite de la délivrance du décret d’autorisation de création, auxquelles seront associées des échéances correspondant à certains jalons ou étapes réglementaires du projet : mise à jour du rapport préliminaire de sûreté, début de la construction et des creusements, demande de mise en service de l’installation, etc. En conséquence, l’avis que remettra l’ASNR à l’issue de l’instruction technique du dossier présentera le cas échéant les éléments jugés nécessaires pour la délivrance du décret, mais aussi les perspectives de prescriptions ou points d’arrêt envisagées pour assurer l’encadrement réglementaire de l’installation dans les phases suivantes de sa vie, à commencer par sa construction.

De façon plus détaillée, le groupe permanent d’experts a rendu les conclusions suivantes à l’issue de sa deuxième réunion d’examen :

1. Démarche de sûreté en exploitation

L’objectif fondamental de sûreté retenu par l’Andra est la protection de la santé des personnes et de l’environnement vis-à-vis des risques liés à la dissémination de substances radioactives ou toxiques chimiques, durant toutes les phases de vie de l’installation et à long terme.

Le groupe permanent a considéré que la démarche de sûreté en exploitation présentée par l’Andra, au stade de la demande d’autorisation de création, fondée sur le principe de la défense en profondeur, était satisfaisante sur un certain nombre de points mais devait être complétée.

------ La défense en profondeur ------

La défense en profondeur est une approche structurée de gestion des risques, fondée sur la mise en place de plusieurs niveaux de protection indépendants, conçus pour prévenir les incidents et accidents et limiter leurs conséquences. Cette démarche vise à garantir que, même en cas de défaillance d’un niveau de protection, les autres niveaux restent opérationnels pour assurer la sûreté de l’installation et la protection des travailleurs, du public et de l’environnement.

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Le groupe permanent a en particulier souligné l’intérêt, au titre de la défense en profondeur, de mener des études complémentaires sur des situations accidentelles postulées conduisant à une contamination dans les galeries de l’installation, afin de renforcer, en exploitation voire dès la construction, les dispositions de gestion accidentelle et post-accidentelle qui pourraient être mises en œuvre. Ces études auront vocation, le cas échéant, à s’intégrer au rapport de sûreté de l’installation, au plus tard lors de ses mises à jour précédant le creusement.

La stratégie de surveillance retenue a pour objectif de s’assurer que l’installation reste dans son domaine de fonctionnement normal pendant son exploitation et de vérifier que les perturbations liées à la construction et à l’exploitation n’affectent pas les fonctions de sûreté après fermeture. Le groupe permanent considère que la stratégie de surveillance de l’installation définie par l’Andra, s’appuyant en particulier sur l’utilisation d’alvéoles témoins, est pertinente. Il a néanmoins souligné la nécessité de préciser les dispositions afférentes à cette surveillance et de justifier la représentativité de la surveillance de ces alvéoles témoins, en vue de la réalisation du démonstrateur d’alvéole MA-VL.

Par ailleurs, le groupe permanent a estimé que les spécifications d’acceptation des colis primaires² étaient cohérentes avec l’évaluation de sûreté en exploitation. Il a toutefois recommandé que la suffisance du nombre d’emplacements dans la zone dédiée à la gestion des colis non conformes à ces spécifications dans l’installation soit justifiée.

Concernant l’adaptabilité de Cigéo au stockage des déchets de l’inventaire de réserve, qui inclut des combustibles usés (CU) et des déchets de faible activité à vie longue (FA-VL), le groupe permanent a souligné que les prochaines études devront prendre en compte l’incidence d’une extension temporelle ou spatiale de l’installation sur sa sûreté en exploitation (gestion de la ventilation, moyens d’intervention en situation d’incendie, durabilité des ouvrages souterrains, etc.).

Enfin, le groupe permanent a noté que l’organisation mise en place par l’Andra pour le passage de la phase de conception à celle de réalisation reste à consolider, notamment pour maîtriser les risques « projet » du programme Cigéo. La maîtrise de l’échéance de mise en service de Cigéo constituant un enjeu de sûreté nucléaire eu égard aux stratégies de gestion de déchets des exploitants, l’ASN a réalisé une première inspection relative à la gestion du projet Cigéo le 10 octobre 2023.

2. Évaluation de la sûreté en exploitation

Le groupe permanent a noté des avancées notables depuis le dossier d’options de sûreté concernant la maîtrise des risques opérationnels, mais a néanmoins identifié des sujets nécessitant des compléments importants et notamment sur la maîtrise du risque incendie, pour laquelle le groupe permanent a préconisé une consolidation des dispositions présentées par l’Andra. Cela concerne notamment la sectorisation incendie définie afin de limiter les conséquences d’un incendie dans l’installation souterraine et les dispositions liées à l’intervention en cas d’incendie afin de garantir une intervention rapide et efficace. L’ASNR considère que ces compléments devront avoir été apportés en vue de l’engagement des travaux de creusement, notamment ceux relatifs à la conception des installations souterraines.

Le groupe permanent a également exprimé un besoin d’approfondissement concernant les modalités de gestion du risque d’explosion dans les alvéoles de stockage de l’installation. Les études sur l’évolution de l’atmosphère interne des alvéoles MA-VL, ainsi que sur la faisabilité des dispositifs d’inertage dans les alvéoles HA, devront être approfondies pour prévenir la formation d’une atmosphère explosive. Le groupe permanent a indiqué qu’il souhaitait examiner ces éléments avant le début des travaux de creusement.

------ L’atmosphère explosive ------

Une atmosphère explosive (ATEX) se forme lorsqu’un mélange de gaz inflammable et d’oxygène atteint une concentration qui, en présence d’une source d’inflammation (chaleur, étincelle, etc.), peut déclencher une explosion. Dans Cigéo, ce risque est principalement lié à la production de dihydrogène ; le seuil d’explosivité, pour le dihydrogène, est atteint pour une concentration de 4%.

Pour les colis de déchets MA-VL (moyenne activité à vie longue), la production de dihydrogène provient essentiellement de la radiolyse des matières organiques contenues dans les déchets (résines, eau, etc.), c’est-à-dire la décomposition des molécules sous l’effet des rayonnements. À mesure que les alvéoles MA-VL passent de la phase d’exploitation à celle de fermeture, l’arrêt du renouvellement d’air dans les alvéoles peut conduire à une accumulation de dihydrogène dans des zones peu ventilées, augmentant le risque d’ATEX.

Pour les colis de déchets HA (haute activité), le dihydrogène est majoritairement engendré par la corrosion anoxique des matériaux métalliques, tels que le chemisage en acier des alvéoles et les conteneurs de stockage. Cette réaction se produit lorsque ces métaux sont exposés à l’humidité présente dans la roche environnante. La production continue de gaz dans ces alvéoles constitue un double enjeu : maîtriser le risque d’explosion au niveau d’un alvéole et éviter une montée en pression qui pourrait fragiliser la roche hôte ou les scellements.

------------

Concernant le stockage des déchets bitumés, le groupe permanent relève que le caractère conservatif des situations postulant un emballement des réactions exothermiques dans les colis n’est pas démontré, et estime que les stratégies de détection et d’intervention en cas d’emballement ne sont pas suffisamment justifiées, de sorte qu’à ce stade, la démonstration de sûreté du stockage en l’état de déchets bitumés n’est pas acquise. L’ASNR considère que cette démonstration sera nécessaire en vue de la délivrance de l’autorisation de mise en service pour la phase industrielle pilote ; ce point sera souligné dans l’avis que l’ASNR remettra à l’issue de l’instruction technique du dossier de demande d’autorisation, en application de l’article L. 542-10-1 du code de l’environnement.

Enfin, le groupe permanent a noté les progrès réalisés sur la récupérabilité des colis, soulignant que cette capacité est essentielle pour assurer la réversibilité du projet et répondre aux exigences post-accidentelles.

3. Évaluation de l’incidence sanitaire et environnementale en exploitation

L’impact radiologique de Cigéo en fonctionnement normal a été jugé très faible, confirmant la robustesse des dispositions prévues pour protéger la santé humaine et l’environnement. Cependant, le groupe permanent a estimé nécessaire qu’une évaluation quantitative des rejets liquides de substances chimiques toxiques soit réalisée sur la base d’une estimation des concentrations rejetées dans l’environnement.

4. Phase industrielle pilote (PhiPil)

À la suite de la première réunion d’examen par le GPD, l’Andra a transmis des éléments complémentaires relatifs à la phase industrielle pilote, présentant le déroulé ainsi que des premiers objectifs et critères de réussite pour cette phase.

Le groupe permanent estime qu’ils constituent encore une définition préliminaire des objectifs et des critères assignés à la PhiPil. Il a insisté sur la nécessité d’établir un programme de travail sur les différentes étapes de la PhiPil, et estime que la définition du nombre de colis à stocker et du rythme des opérations de stockage doit s’appuyer sur l’élaboration d’un programme d’essais en actif, c’est-à-dire mis en œuvre sur des colis de déchets radioactifs.

Un retour d’expérience de la construction et de l’exploitation des premiers alvéoles de stockage sera nécessaire en vue du lancement de la construction de tranches ultérieures. Le groupe permanent a néanmoins rappelé que la continuité de l’exploitation entre la phase pilote et la mise en service complète de l’installation devra être assurée, pour éviter les risques liés aux arrêts et redémarrages d’une installation industrielle.

Conclusions de l’expertise réalisée par l’IRSN

La maîtrise des risques en exploitation

L’IRSN estime que la démonstration de la maîtrise des risques pendant la phase d’exploitation de Cigéo a atteint le niveau de maturité requis au stade d’un dossier de demande d’autorisation de création (DDAC) pour la plupart de ses composantes, en particulier s’agissant des risques internes d’origine nucléaire (risques de criticité, de dissémination de radioactivité, d’exposition des travailleurs aux rayonnements ionisants…), des risques d’agression externe liés à l’inondation, aux aléas météorologiques, à l’environnement industriel, à la chute d’avion ainsi que des risques d’agression interne liés à l’incendie, à l’inondation interne, à la manutention, à la perte d’auxiliaires et à la coactivité. Les spécifications d’acceptation des colis et les contrôles prévus lors de leur prise en charge sur l’installation sont globalement satisfaisants. Les principes de conception et la démarche de dimensionnement retenus par l’Andra pour le génie civil des installations de surface et souterraines répondent également au niveau attendu au stade d’un DDAC. L’ensemble de ces points devra être conforté lors des prochaines étapes du projet, en particulier pour la maîtrise des risques liés à l’incendie. De même, les dispositions de surveillance des premiers ouvrages restent à préciser avant leur construction. Sur cette base, et compte tenu du niveau globalement très faible des conséquences radiologiques estimées, l’IRSN considère que les dispositions de conception, de construction et d’exploitation retenues à ce stade pour la configuration de référence sont dans l’ensemble pertinentes en vue d’établir la démonstration de la sûreté du fonctionnement des installations de surface, de l’infrastructure souterraine et du quartier de stockage MA-VL de Cigéo. En outre, l’évolution organisationnelle engagée par l’Andra pour le passage de la phase de conception à la phase industrielle de construction et de fonctionnement est, selon l’IRSN, de nature à renforcer l’anticipation de la maîtrise des risques.

Le cas des alvéoles HA et MA-VL

La démonstration de sûreté n’est toutefois pas acquise pour les alvéoles HA, ainsi que pour les alvéoles MA-VL lorsqu’ils sont fermés, compte tenu des incertitudes relatives à la faisabilité et à la suffisance des dispositions de maîtrise de leur atmosphère interne vis-à-vis notamment des risques liés à l’explosion. Les éléments présentés ne permettent pas non plus de statuer sur l’accessibilité de cette démonstration dans le cas particulier du stockage en l’état des colis de déchets bitumés. Ainsi, des évolutions de modes d’exploitation ou de conception des alvéoles de stockage pourraient être nécessaires. Par conséquent, l’IRSN estime qu’il importe désormais de compléter et de conforter l’évaluation de la sûreté de Cigéo en phase d’exploitation, en tirant pleinement parti de la phase industrielle pilote, sur la base notamment de démonstrateurs d’alvéoles réalisés in situ en installation souterraine, dans des conditions d’environnement et de fonctionnement industriel tenant compte des changements d’échelle par rapport à des essais en surface ou au laboratoire souterrain. A cet égard, une durée de la phase industrielle pilote de l’ordre de trente ans à partir de la délivrance du décret d’autorisation de création, telle qu’actuellement prévue par l’Andra, semble raisonnable pour réunir les compléments nécessaires et confirmer la capacité de l’installation à fonctionner de façon sûre.

La flexibilité et l’adaptabilité de Cigéo

Par ailleurs, l’IRSN estime que la flexibilité de l’installation, qui constitue un enjeu fondamental du déploiement de l’installation afin de préserver la capacité d’une gestion sûre des déchets HA et MA VL de l’inventaire de référence, doit être associée à des dispositions organisationnelles et matérielles concrètes. Enfin, au vu de l’analyse préliminaire de sûreté en fonctionnement présentée par l’Andra au titre des études d’adaptabilité de Cigéo à l’inventaire de réserve, l’IRSN n’identifie pas de point rédhibitoire lié à la sûreté du stockage des combustibles usés et des déchets FA-VL de ces inventaires.

Le présent examen est complété par celui de la démonstration de sûreté après fermeture dans le cadre de l’expertise du GP3 actuellement en cours.

Implication de la société civile dans le processus d’expertise du dossier Cigéo

En parallèle de son processus d’instruction du dossier de l’Andra, l’IRSN a mis en place un dialogue technique avec l’Association nationale des comités et commissions locales d’information (Anccli) et le Comité local d’information et de suivi du laboratoire de Bure (Clis de Bure).

Ce dialogue s’inscrit dans la continuité des actions d’ouverture à la société civile sur les déchets HA - MA-VL menées depuis 2012. Conduit sous la forme de réunions plénières et d’ateliers thématiques, il a pour objectif de rendre plus robuste l’expertise en tenant compte des préoccupations et des questions de la société civile. Il permet également à la société civile de se forger sa propre opinion sur les sujets de sûreté nucléaire et de radioprotection et participer ainsi au processus conduisant à la décision publique.

Les principaux sujets d’intérêt pour les participants en lien avec l’expertise du GP2 concernent les critères d’acceptation des colis de déchets, leurs contrôles et le devenir des colis non conformes, les risques d’explosion et d’incendie, en particulier les déchets bitumés, les changements climatiques, le comportement du génie civil, les facteurs organisationnels et humains, les impacts sanitaires et environnementaux, la récupérabilité des colis, ainsi que la phase pilote. Ces sujets sont repérés par un pictogramme au fil du rapport d’expertise de l’IRSN et rappelés dans une annexe consacrée à la présentation de ce dialogue technique.

L’ASNR poursuivra cette initiative en 2025 en parallèle de l’expertise du GP3.

Concertation dans le cadre de la procédure d’instruction

Afin de répondre aux attentes de participation de la société au projet Cigéo, et en cohérence avec les actions prévues à ce titre par le 5ème PNGMDR, l’ASN a mis en œuvre un dispositif inédit de concertation autour du processus d’instruction technique. Ainsi, différentes parties prenantes (une vingtaine d’organisations, dont des commissions locales d’information, l’ANCCLI et des associations de protection de l’environnement) ont été consultées dans le cadre de l’élaboration de la saisine de l’IRSN sur la demande d’autorisation de création de Cigéo, avec pour objectif de recenser leurs attentes et préoccupations, en relation avec la sûreté nucléaire et la radioprotection, afin de les prendre en compte dans le cadrage de l’expertise du dossier. À l’issue de cet exercice, le projet de saisine de l’IRSN a été modifié, afin d’intégrer, par exemple, les aspects relatifs à la prise en compte du changement climatique. Pour assurer la continuité de la participation de la société tout au long du processus d’instruction technique, des actions de concertation sont également mises en œuvre à l’occasion de l’élaboration des saisines des groupes permanents d’experts sur les trois thèmes cités précédemment, et une information régulière du public est assurée, notamment à l’issue de chaque réunion de ces groupes d’experts. Cette information, structurée en cohérence avec les saisines, permettra d’apporter des éléments de réponse aux attentes et questions qui y auront été intégrées.

Dans la continuité de ce dispositif, l’ASNR organisera une action de concertation autour de l’élaboration de la saisine du groupe permanent d’experts en vue de sa troisième réunion, prévue mi-2025.

1. Avec l’appui de membres des groupes permanents d’experts pour les laboratoires et les usines (GPU) et pour la radioprotection des travailleurs, du public, des patients et de l’environnement (GPRP).

2. Les colis primaires sont les colis conditionnés par leur producteur puis expédiés vers Cigéo. Ils peuvent être soit stockés directement, soit mis en conteneur de stockage avant transfert dans Cigéo.

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Résultats de mesures à proximité du site d’Orano à Bessines-sur-Gartempe (87) à la suite de l’événement survenu le 11 décembre 2024

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Introduction

L’IRSN a activé son organisation de crise le 11 décembre 2024 à 14h00 après avoir été alerté d’un événement radiologique sur le site de l’ICPE d’Orano, à Bessines-sur-Gartempe (Haute Vienne).

Moyens mobiles de l'IRSN en intervention — Les moyens mobiles pour la mesure de la radioactivité dans l’environnement en intervention. © IRSN

L’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) a activé son organisation de crise le 11 décembre 2024 à 14h00 après avoir été alerté d’un événement radiologique sur le site de l’ICPE d’Orano, à Bessines-sur-Gartempe (Haute Vienne). Le Centre technique de crise de l’IRSN s’est mis en relation avec l’exploitant afin d’évaluer les risques potentiels associés à l’événement pour la population et l’environnement et apporter un appui à la Préfecture.

L’événement est lié à un dysfonctionnement du procédé de solidification de nitrate de thorium, destiné à un usage médical. Le thorium est un élément radioactif, présent dans le milieu naturel, qui émet des rayonnements de différents types (α, β, γ).

Les moyens mobiles de l’IRSN, dépêchés sur place à la demande de la Préfecture, ont échangé avec les équipes Orano de Bessines-sur-Gartempe et ont procédé le 12 décembre 2024 dans l’environnement immédiat du site à des mesures de débit de dose gamma ambiant, ainsi qu’à des frottis et des prélèvements de sol. L’IRSN a pu également relever le filtre d’une station de prélèvement des aérosols atmosphériques de son réseau OPERA-Air située à proximité immédiate du site¹.

Les mesures réalisées in situ le 12 décembre n’ont révélé aucune trace de radioactivité anormale, les activités mesurées s’inscrivant dans la fluctuation normale de l’ambiance radiologique locale², d’une variabilité significative compte tenu de la nature des sols et des activités passées du site (ancien site minier).

Les échantillons prélevés ont par ailleurs été acheminés le 12 décembre 2024 dans les laboratoires de l’IRSN du site du Vésinet (78). Ces mesures ont permis une évaluation plus précise et plus exhaustive des niveaux de radioactivité présents par des techniques de spectrométrie gamma (descendants du thorium 232 notamment) et de spectrométrie de masse par ICP-MS (quantification du thorium 232 en particulier). Les activités mesurées ont montré que les radionucléides de la chaine du thorium 232 étaient à l’équilibre et se situaient dans la gamme des niveaux environnementaux³.

Ces mesures confirment l’absence d’impact de l’incident sur l’environnement local du site.

Les résultats des mesures des échantillons prélevés seront publiés sur le site du Réseau national de mesure de la radioactivité de l’environnement, à l’adresse www.mesure-radioactivite.fr

1. Les stations de prélèvement 80 m3/h du réseau OPERA-Air de l’IRSN sont fabriquée par la société Algade, située à Bessines-sur-Gartempe. La station a été mise en fonctionnement à 15 h 16 le 11/12 et arrêtée à 14 h 30 le 12/12, pour un volume d’air prélevé de 1864,3 m3 d’air.

2. Cf. Bilan radiologique de l’état de l’environnement français 2018-2020 (www.irsn.fr).

3. Cf. Bilan radiologique de l’état de l’environnement français 2021-2023 (www.irsn.fr).

Bessines - Figure 1 : Carte des points de prélèvement et de mesure — Figure 1 : Carte des points de prélèvement et de mesure

Tableau 1. Résultats des mesures de débit d’équivalent de dose gamma ambiant réalisées autour du site Orano de Bessines-sur-Gartempe

Point	Débit équivalent de dose
P1	240 nSv/h
P2	228 nSv/h
P3	270 nSv/h
P4	270 nSv/h
P5	250 nSv/h
P6	360 nSv/h
P7	520 nSv/h
P8	320 nSv/h

Nb : Ces mesures présentent une incertitude d’environ ± 15%

Tableau 2. Mesure du thorium 232 et de ses descendants

Point de prélèvement	Matrice	Unité	²³²Th	²²⁸Ac	²¹²Pb	²¹²Bi	²⁰⁸Tl
ICP-MS	Spectrométrie gamma
Station IRSN	Aérosols	Bq/m³	1,33E-7 ± 2,0E-8	< 0,12	5,42E-03 ± 4,20E-04	5,40E-03 ± 5,00E-04	1,60E-03 ± 1,20E-04
P1	Frottis	Bq/cm²	< 7,00E-06	< 1,20E-02	< 3,80E-03	< 3,30E-02	< 2,70E-03
P1	Sol	Bq/kg sec	86,03 ± 15,66	84,60 ± 12,79	84,70 ± 10,36	72,50 ± 13,40	27,20 ± 3,62
P2	Frottis	Bq/cm²	< 3,40E-06	< 6,00E-03	< 1,90E-03	< 1,80E-02	< 1,30E-03
P2	Sol	Bq/kg sec	58,24 ± 10,90	74,70 ± 11,00	69,90 ± 8,60	63,30 ± 12,49	21,50 ± 2,82
P3	Frottis	Bq/cm²	< 3,40E-06	< 6,00E-03	< 1,40E-03	< 1,90E-02	< 1,40E-03
P3	Sol	Bq/kg sec	79,98 ± 14,50	73,50 ± 10,94	72,70 ± 9,10	74,50 ± 13,87	23,20 ± 3,12
P4	Frottis	Bq/cm²	< 1,00E-05	< 1,50E-02	< 4,60E-03	< 4,70E-02	< 3,80E-03
P4	Sol	Bq/kg sec	98,08 ± 18,00	89,00 ± 12,67	86,80 ± 10,81	81,40 ± 12,46	27,80 ± 3,51
P5	Frottis	Bq/cm²	< 3,40E-06	< 6,00E-03	1,70E-03 ± 1,10E-03	< 4,80E-02	< 1,50E-03
P6	Frottis	Bq/cm²	< 3,40E-06	< 6,00E-03	< 1,90E-03	< 1,80E-02	< 1,20E-03
P6	Sol	Bq/kg sec	74,44 ± 13,72	68,50 ± 10,09	65,80 ± 8,26	76,50 ± 13,84	21,70 ± 2,83
P7	Frottis	Bq/cm²	< 3,40E-06	< 6,00E-03	3,30E-03 ± 1,10E-03	< 1,80E-02	< 1,40E-03
P7	Sol	Bq/kg sec	84,68 ± 15,87	74,90 ± 10,96	77,50 ± 9,70	82,10 ± 14,71	22,50 ± 3,13
P8	Frottis	Bq/cm²	3,60E-06 ± 6,00E-07	< 5,00E-03	< 1,50E-03	< 1,60E-02	< 1,10E-03
P8	Sol	Bq/kg sec	90,40 ± 16,69	108,90 ± 15,26	108,70 ± 13,15	99,80 ± 15,93	34,00 ± 4,26

Nota : les activités surfaciques (frottis) ont été exprimées en Bq.cm-2 sur la base de la surface frottée et d’un facteur de prélèvement de 10 % en application de la norme en vigueur.

Tableau 3. Autres radionucléides naturels mesurés (chaîne de l’uranium 238)

Point de prélèvement	Matrice	Unité	²³⁴Th	^234mPa	²³⁰Th	²²⁶Ra	²¹⁴Pb	²¹⁴Bi	²¹⁰Pb
Spectrométrie gamma	ICP-MS	Spectrométrie gamma
Station IRSN	Aérosols	Bq/m³	< 0,29	< 3,6	3,9E-7 ± 1,5E-7	< 0,39	< 0,06	< 0,06	1,10E-03 ± 1,60E-04
P1	Frottis	Bq/cm²	< 1,90E-02	< 2,90E-01	< 7,00E-05	< 3,80E-02	< 5,00E-03	< 6,00E-03	< 1,60E-02
P1	Sol	Bq/kg sec	158,30 ± 22,93	< 123,00	185,71 ± 30,68	151,20 ± 41,28	126,40 ± 15,58	114,60 ± 14,11	122,30 ± 18,21
P2	Frottis	Bq/cm²	< 1,00E-02	< 1,80E-01	< 3,20E-05	< 2,00E-02	1,96E-02 ± 2,80E-03	1,63E-02 ± 2,90E-03	< 8,00E-03
P2	Sol	Bq/kg sec	214,70 ± 30,01	220,00 ± 72,14	188,90 ± 31,46	146,10 ± 56,31	143,10 ± 17,53	128,50 ± 15,96	163,00 ± 23,31
P3	Frottis	Bq/cm²	< 1,00E-02	< 1,70E-01	< 2,80E-05	< 1,90E-02	4,60E-03 ± 1,90E-03	3,10E-03 ± 2,10E-03	< 8,00E-03
P3	Sol	Bq/kg sec	185,50 ± 25,40	135,80 ± 65,54	241,31 ± 37,45	228,80 ± 51,70	170,30 ± 20,79	151,20 ± 18,63	162,70 ± 23,29
P4	Frottis	Bq/cm²	< 2,50E-02	< 4,20E-01	< 9,00E-05	< 5,00E-02	< 7,00E-03	< 9,00E-03	< 1,80E-02
P4	Sol	Bq/kg sec	200,40 ± 27,88	< 114,00	187,31 ± 29,12	191,90 ± 24,72	119,60 ± 14,67	107,40 ± 13,26	107,80 ± 15,94
P5	Frottis	Bq/cm²	< 1,00E-02	< 1,70E-01	< 3,30E-05	< 2,00E-02	2,37E-02 ± 2,80E-03	2,26E-02 ± 3,00E-03	< 8,00E-03
P6	Frottis	Bq/cm²	< 1,00E-02	< 1,80E-01	< 3,00E-05	< 1,90E-02	1,49E-02 ± 2,40E-03	1,37E-02 ± 2,60E-03	< 8,00E-03
P6	Sol	Bq/kg sec	318,50 ± 43,58	< 155,00	418,83 ± 68,09	380,60 ± 91,64	282,60 ± 34,26	246,10 ± 30,04	278,10 ± 37,22
P7	Frottis	Bq/cm²	< 1,00E-02	< 1,70E-01	< 3,50E-05	< 2,00E-02	1,47E-02 ± 2,40E-03	2,28E-02 ± 3,10E-03	< 8,00E-03
P7	Sol	Bq/kg sec	386,20 ± 52,96	390,10 ± 96,37	885,51 ± 142,97	590,00 ± 148,47	537,70 ± 65,10	473,20 ± 57,42	428,00 ± 59,04
P8	Frottis	Bq/cm²	< 8,00E-03	< 1,60E-01	< 3,60E-05	< 1,80E-02	3,30E-03 ± 1,60E-03	4,00E-03 ± 2,00E-03	< 7,00E-03
P8	Sol	Bq/kg sec	103,40 ± 16,43	< 101,00	104,04 ± 17,59	84,90 ± 26,25	93,20 ± 11,45	81,90 ± 10,16	83,20 ± 13,29

Nota : les activités surfaciques (frottis) ont été exprimées en Bq.cm-2 sur la base de la surface frottée et d’un facteur de prélèvement de 10 % en application de la norme en vigueur.

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Résultats de mesures à proximité du site d’Orano à Bessines-sur-Gartempe (87) à la suite de l’événement survenu le 11 décembre 2024 (PDF)

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Nouvelle version de MIMAUSA, la base de données dédiée aux anciens sites miniers d'uranium

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Introduction

Depuis 2003, à la demande du Ministère chargé de l’écologie, l’IRSN œuvre pour rendre les informations concernant les anciens sites miniers d’uranium accessibles à tous. Regroupées dans la base de données MIMAUSA, ces informations sont consultables via une application WEB dédiée.

Une nouvelle version de cette base vient d'être mise en ligne. Elle comporte plusieurs évolutions et améliorations à la fois pour les utilisateurs mais aussi l'administrateur. Parmi les évolutions intéressantes pour l'utilisateur, on peut citer :

L’évolution de l’application cartographique (amélioration de l'affichage, création de clusters permettant de simplifier la restitution des sites référencés dans une zone de recherche, optimisation de la fonction "Rechercher"…) ;
L’amélioration de l'affichage des données associées à chaque site et la possibilité d'imprimer l'ensemble de ces informations ;
L’intégration des lieux de réutilisation de stériles miniers dans le domaine public pour lesquels des travaux de réduction des expositions ont été nécessaires. La base permet à présent la visualisation des communes concernées par de tels lieux et renvoie vers les DREAL pour plus d’informations ;
L’ajout de nouveaux sites recensés dans le Lot (suite à une investigation conjointe GEODERIS/IRSN en 2024).

A l'occasion de cette nouvelle version, le guide d’utilisation de la base de données MIMAUSA et le glossaire des termes spécifiques utilisés ont été mis à jour.

Accéder à la base de données MIMAUSA : mimausabdd.irsn.fr

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L’IRSN publie le bilan de l’état radiologique de l’environnement français de 2021 à 2023

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Introduction

Le bilan de l’état radiologique de l’environnement français de 2021 à 2023 synthétise l’ensemble des données collectées par les membres du Réseau National de Mesures de la radioactivité de l'environnement (RNM). Il actualise la connaissance de l’état radiologique du territoire dans son ensemble et de l’environnement des sites nucléaires en particulier. Il rend également compte d’évènements d’actualité à caractère radiologique survenus sur la période considérée.

Bilan radiologiques 2021-2023 (couverture)

Le Bilan 2021-2023 de l’état radiologique de l’environnement français présente une synthèse des données disponibles sur le site internet du RNM¹ pour cette période². Il actualise la connaissance de l’état radiologique du territoire métropolitain dans son ensemble et de l’environnement des sites nucléaires en particulier, à savoir les installations nucléaires de base (INB) et une sélection d’installations classées pour la protection de l’environnement (ICPE), en estimant les expositions radiologiques des populations qui en résultent, à partir des mesures environnementales³.

L’analyse des données acquises entre 2021 et 2023 montre que les activités massiques ou volumiques des radionucléides mesurés dans l’environnement de la plupart des sites sur lesquels sont implantées des installations nucléaires, sont proches de celles présentées dans les précédents bilans triennaux. Néanmoins, la diminution des rejets radioactifs de certains sites liée à des réductions de production ou à des arrêts ponctuels, voire définitifs d’installations, entraine une diminution des activités mesurées dans leur environnement. C’est le cas par exemple du centre nucléaire de production d’électricité d’EDF de Fessenheim, mis à l’arrêt définitif en 2020.

Pour 29 des 37 sites nucléaires dont l’influence des rejets sur l’environnement est quantifiable au travers des mesures, les rejets des autres sites étant trop faibles pour induire une influence mesurable, les expositions des populations riveraines ont pu être estimées sur la base de ces mesures. Pour ce bilan 2021-2023, comme pour les éditions précédentes, les doses correspondantes sont très faibles, elles sont comprises entre moins de 1 microsievert par an (µSv/an) et 10 µSv/an, soit de 100 à plus de 1000 fois inférieures à la limite d'exposition du public fixée à 1 millisievert par an (mSv/an). Cependant, sur certains sites, les entreposages de matières radioactives engendrent un rayonnement susceptible d’entraîner une exposition plus importante de la population avoisinante selon les scénarios d’exposition.

Ce rapport présente également les résultats de mesures radiologiques réalisés autour de deux installations classées pour la protection de l’environnement (ICPE) : le site de Solvay à la Rochelle (Charente-Maritime) et l’ancien site minier site du Bernardan (Haute-Vienne).

Enfin, ce bilan rend compte d’évènements d’actualité à caractère radiologique survenus sur la période 2021-2023 et de ses conséquences éventuelles : la surveillance de la radioactivité en Ukraine, l’incident dans le sous-marin « perle » à Toulon (Var) en septembre 2022, l’incident à l’usine Framatome de Romans-sur-Isère (Isère) en septembre 2022, la détection de cobalt-60 sur un échantillon d’aérosols prélevé par la station Opera-air de l’IRSN de la centrale électronucléaire d’EDF de Civaux (Vienne) en 2023, une singularité radiologique d’origine naturelle identifiée sur la plage de Trébézy (Loire-Atlantique), l’incident radiologique à l’aciérie LME de Trith-Saint-Léger (Nord) et enfin le suivi d’épisodes de sables sahariens sur la France en février 2021 et septembre 2023.

1. Le Réseau National de Mesure de la Radioactivité de l’Environnement (RNM) centralise et met à disposition du public (www.mesure-radioactivite.fr/) l’ensemble des résultats de mesures issus de la surveillance radiologique du territoire réalisées par ses membres (services de l’Etat, établissements publics, exploitants nucléaires, associations…). Tous les trois ans, il confie à l’IRSN la tâche d’analyser, d’interpréter et de présenter au public les principaux résultats de cette surveillance et leurs évolutions temporelles.

2. En raison de certains délais d’analyses, de traitement d’échantillons et/ou de dates de prélèvement tardives, tous les résultats de la surveillance 2023 ne sont pas disponibles dans le RNM au 1er janvier 2024 et ne sont donc pas restitués dans ce rapport. Ils sont automatiquement exploités dans l’édition suivante. En revanche certaines données, acquises hors programmes de surveillance réglementaire, non déposées dans le RNM mais restituées dans certains documents publics édités par les exploitants (rapports environnementaux par exemple) sont exploitées dans ce bilan.

3. Dans cette nouvelle édition, les chapitres généraux concernant la radioactivité, la surveillance de l’environnement, le bruit de fond radiologique et les sources d’informations ont été regroupés, sous forme d’infographies, dans un chapitre introductif. L’objectif de cette nouvelle présentation est de synthétiser les informations essentielles à la compréhension du reste du document. Néanmoins pour les lecteurs qui souhaitent approfondir ces thématiques, l’intégralité du contenu de ces chapitres constitue un rapport d’informations complémentaires consultable et téléchargeable sur les sites de l’IRSN, de l’ASN et du RNM. Enfin, le chapitre dédié aux anciens sites miniers est désormais intégré à celui dédié aux Installations Classées pour la Protection de l’Environnement (ICPE).

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A lire également

Le dossier Bilan de la surveillance de la radioactivité en France sur le site www.irsn.fr

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Eléments d’information relatifs à l’événement survenu sur le site d’Orano à Bessines-sur-Gartempe (Haute-Vienne) le 11 décembre 2024

En savoir plus sur Eléments d’information relatifs à l’événement survenu sur le site d’Orano à Bessines-sur-Gartempe (Haute-Vienne) le 11 décembre 2024

Introduction

L’IRSN a activé son organisation de crise le 11 décembre 2024 à 14h00 après avoir été alerté à la suite d’un événement sur le site de l’ICPE d’Orano, à Bessines-sur-Gartempe (Haute-Vienne).

L’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) a activé son organisation de crise le 11 décembre 2024 à 14h00 après avoir été alerté à la suite d’un événement sur le site de l’ICPE d’Orano, à Bessines-sur-Gartempe (Haute-Vienne).

Le Centre technique de crise de l’IRSN s’est mis en relation avec l’exploitant afin d’évaluer les risques potentiels associés à l’événement pour la population et l’environnement et apporter un appui à la Préfecture.

A la demande de la préfecture, l’IRSN a dépêché sur place des moyens mobiles de mesure dans l’environnement, afin de vérifier l’absence de rejet radioactif dans l’environnement.

L’ensemble des résultats de mesures directes et des analyses de frottis et de prélèvements effectués dans la journée du 12 décembre permet de confirmer l’absence de marquage de l’environnement à proximité du site, en lien avec l’événement. Les valeurs mesurées s’inscrivent dans la fluctuation normale de l’ambiance radiologique, d’une variabilité importante compte tenu de la nature des sols.

Les frottis et les prélèvements ont été acheminés dans les laboratoires de l’IRSN situé au Vésinet pour obtenir des résultats plus précis et réaliser quelques analyses complémentaires. Tous les résultats devraient être disponibles en milieu de semaine prochaine.

Ajout du 20 décembre 2024 :

Lire Résultats de mesures à proximité du site d’Orano à Bessines-sur-Gartempe (87) à la suite de l’événement survenu le 11 décembre 2024

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