Le risque nucléaire tire son origine de la radioactivité naturelle. Cette dernière fut découverte en 1896 par l’ingénieur BECQUEREL. Après la seconde guerre mondiale, dans les années soixante, et les utilisations de l’énergie atomique à des fins militaires par l’Armée américaine notamment, de nombreux espoirs ont été portés dans le développement des applications pacifiques de la radioactivité. La production d’électricité en est la plus connue. Mais aujourd’hui les utilisations médicales et industrielles de la radioactivité se retrouvent tant en chimie, en biologie ou en archéologie, que dans les sciences de la terre et de l’univers ou en agroalimentaire.
Définition du phénomène
Les technologies utilisant la radioactivité sont extrêmement différentes que ce soit dans le domaine civil ou militaire. Il convient de ne pas les confondre mais surtout de retenir la spécificité des dangers de la radioactivité pour l’homme et son environnement liée aux effets des rayonnements. Pour ce faire, il est nécessaire d’expliciter dans ce domaine certaines notions générales de base.
La crise pétrolière 1973 a incité certains pays, dont la France, à réaliser des programmes ambitieux de production d’électricité à partir de centrales électronucléaires.
Actuellement, la contrepartie du développement de l’industrie électronucléaire est beaucoup mieux mise en lumière : problèmes de sécurité des installations, risques d’accidents graves, mis en évidence par l’accident de Tchernobyl en 1986, problèmes du devenir des déchets. Parallèlement, les craintes du public vis-à-vis de l’exploitation de l’énergie nucléaire se manifestent de façon beaucoup plus insistante dans la plupart des pays qui ont eu recours à cette forme d’énergie.
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Quelques notions de base
=> La radioactivité
Certains noyaux sont instables, c’est-à-dire qu’ils se transforment spontanément. Ils perdent des neutrons et des protons (on dit qu’ils se désintègrent) en émettant différents types de rayonnements : on appelle cela la radioactivité.
En se désintégrant, un noyau radioactif peut émettre divers types de rayonnements : alpha, bêta ou gamma.
Le rayonnement alpha a un très faible pouvoir de pénétration dans l’air. Une simple feuille de papier suffit à l’arrêter.
Le rayonnement bêta parcourt quelques mètres dans l’air. Une feuille d’aluminium de quelques millimètres peut l’arrêter.
Le rayonnement gamma peut parcourir plusieurs centaines de mètres dans l’air. Il faut une forte épaisseur de béton ou de plomb pour l’arrêter.
Chaque substance radioactive est donc constituée d’atomes, dont les noyaux ont tendance à se désintégrer en émettant des rayonnements caractéristiques, pendant un temps spécifique. Le temps mis par la moitié des noyaux de la substance pour se désintégrer est appelé période radioactive (T) ou demi-vie.
Cette période varie, dans de grandes proportions, selon la nature du radioélément : elle est de huit jours pour l’iode 131, de trente ans pour le césium 137, de 24 000 ans pour le plutonium 239 et de plus d’un milliard d’années pour le potassium 40.
Au bout d’une période, la radioactivité est divisée par 2, au bout de deux périodes, elle est divisée par 4, etc. Ainsi, au bout de dix périodes, la radioactivité est divisée par plus de 1 000.
La radioactivité disparaît donc dans le temps, rapidement pour les radioéléments à période courte et très lentement pour ceux qui ont une période très longue.
=> La fission
Certains noyaux lourds et donc instables, comme l’uranium 235 et le plutonium, sont radioactifs. Sous l’action de particules comme les neutrons, qui viennent les heurter, ils se cassent en deux ou trois morceaux. C’est ce que l’on appelle la fission.
En se cassant, ces noyaux libèrent de l’énergie. Les morceaux appelés produits de fission sont des éléments plus légers que l’élément de départ, mais très radioactifs (iode 131 et césium 137 par exemple).
Ce phénomène de fission est mis en œuvre dans les réacteurs électronucléaires, où l’on utilise l’énergie libérée par les fissions, sous forme de chaleur, pour la transformer en énergie mécanique, puis en énergie mécanique comme dans n’importe quelle centrale thermique (fuel, gaz, charbon).
=> La contamination
Des éléments radioactifs peuvent être rejetés accidentellement dans l’air et transportés au gré des vents, souvent très loin de leurs lieux d’émission. On parle alors de contamination de l’air. En respirant cet air contaminé, l’homme absorbe certaines des particules radioactives véhiculées par l’air : on dit qu’il y a inhalation d’éléments radioactifs.
Une certaine quantité des particules radioactives véhiculée par l’air se dépose sur le sol, les végétaux, dans l’eau des cours d’eau ou lacs : il y a contamination de l’environnement.
Si l’homme consomme des légumes sur lesquels se sont déposées des particules radioactives ou ayant poussé sur un sol contaminé, il ingère une partie de leur radioactivité. Les éléments radioactifs inhalés ou ingérés circulent dans l’organisme et vont se fixer temporairement sur certains organes. On dit qu’il y a contamination interne de l’organisme.
=> L’irradiation interne
Au cours de la période où ils restent dans l’organisme, ces éléments radioactifs émettent des rayonnements qui irradient de l’intérieur les organes sur lesquels ils se sont temporairement fixés : il y a irradiation interne.
Progressivement, les éléments radioactifs Air fixés à l’intérieur de l’organisme s’éliminent par les phénomènes biologiques naturels ou par décroissance physique de leur radioactivité. Celle-ci est d’autant plus rapide que la période des radioéléments en cause est courte.
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Les unités de mesure
Le danger des substances radioactives provient des lésions que peuvent créer les rayonnements lorsqu’ils traversent la matière vivante. Aussi on distingue trois unités de mesures qui correspondent à trois phénomènes différents.
=> Le becquerel pour mesurer la radioactivité
L’unité qui mesure l’activité d’un radioélément est le becquerel (Bq). On dit qu’une substance radioactive (une source radioactive) présente une radioactivité (une activité) d’un becquerel (1 Bq), lorsque dans cette source un noyau se désintègre chaque seconde.
1 Bq = 1 désintégration par seconde
=> Le gray pour mesurer la dose absorbée
En traversant la matière, les rayonnements émis par des sources radioactives heurtent les atomes constituant cette matière. Ils cèdent ainsi de l’énergie à ces atomes, qui vont être perturbés par cet apport d’énergie. Ces perturbations sont à l’origine des dégâts causés par les rayonnements à la matière irradiée (vivante ou non).
L’énergie cédée par les rayonnements à la matière irradiée est caractéristique de l’effet de l’irradiation. La quantité d’énergie dissipée dans un kilogramme de matière est appelée la dose absorbée (Da) et se mesure en gray.
1 gray = 1 joule par kg (1 Gy = 1 J/kg)
=> Le sievert pour mesurer les dégâts biologiques
L’énergie cédée par les rayonnements aux tissus d’un organisme vivant crée des dégâts dans certaines des cellules constituant ce tissu.
Le dégât biologique dépend de :
==> la quantité d’énergie cédée, donc de la dose absorbée ;
==> la nature du rayonnement qui a irradié le tissu (par exemple les neutrons sont plus nocifs que les rayonnements gamma) ;
==> la nature des tissus irradiés (les différents organes du corps sont plus ou moins sensibles aux rayonnements).
La dose absorbée, mesurable physiquement à l’aide d’un dosimètre, ne permet pas d’évaluer les dégâts biologiques. C’est pourquoi, un coefficient biologique doit pondérer la dose absorbée pour rendre compte de ces effets. Concrètement, on multiplie la dose absorbée mesurée en gray par ce coefficient biologique, afin d’obtenir une mesure de dose équivalente en sievert (Sv).
Évaluation de l’aléa
Cette évaluation varie en fonction de deux paramètres :
==> Conséquences de l’irradiation issue de l’accident nucléaire potentiel ;
==> Normes admissibles d’exposition aux rayonnements.
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Les conséquences d’une irradiation
Les conséquences d’une exposition aux rayonnements varient selon :
==> la dose reçue ;
==> la nature du rayonnement (alpha, bêta, gamma, neutrons) ;
==> l’importance de la zone du corps atteinte ;
==> la nature des tissus concernés ;
==> le type d’irradiation, externe ou interne par contamination.
On distingue deux types d’effets des irradiations sur l’homme.
=> Les effets non aléatoires dus à de fortes doses d’irradiation
Ces effets n’apparaissent qu’au-dessus d’un certain niveau d’irradiation. Ils interviennent rapidement après l’irradiation (quelques heures à quelques semaines).
Au fur et à mesure que croît le niveau d’irradiation, on observe :
==> une modification de la formule sanguine ;
==> l’apparition de maux divers : malaises, nausées, vomissements, érythèmes (brûlures de la peau), fièvre, agitation ;
==> la probabilité d’une issue fatale.
Au-dessus d’un certain niveau de contamination, l’issue fatale est inévitable.
=> Les effets aléatoires engendrés par de faibles doses d’irradiation
Ces effets n’apparaissent pas systématiquement chez toutes les personnes irradiées. Leur probabilité d’apparition chez un individu irradié est d’autant plus faible que le niveau d’irradiation est faible.
Ces effets se manifestent longtemps après l’irradiation (plusieurs années). Ce sont principalement l’induction de cancers et, à un degré moindre, l’apparition d’anomalies génétiques.
=> Comment réduire l’irradiation ?
L’exposition aux rayonnements émis par une source radioactive peut être diminuée en :
==> s’éloignant de la source ;
==> limitant son temps de séjour au voisinage de cette source ;
==> interposant entre la source et l’individu exposé des écrans de nature et d’épaisseur adaptées au type de rayonnement émis par la source (alpha, bêta, gamma).
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Les normes d’exposition aux rayonnements admissibles
Les normes fixent les limites d’irradiation (externe, plus interne s’il y a lieu) à ne pas dépasser durant l’année pour la population (irradiation naturelle) et pour les travailleurs de l’industrie nucléaire, susceptibles d’être exposés à des rayonnements.
Elles sont fixées par la directive européenne n° 2013/59/Euratom du Conseil du 5 décembre 2013 transposée en droit français via le décret 2018 – 437 du 04 juin 2018. Plusieurs arrêtés d’application ont été rédigés par la suite : cf. prevention_risques_sante_travail_nucleaire.
Le becquerel ne mesure que l’émission de radioactivité par une source : cette unité n’est pas adaptée à l’estimation du risque pour l’homme. C’est le sievert qui doit être utilisé.
Actuellement, les normes d’exposition à une irradiation résultant d’une activité nucléaire sont les suivantes :
==> irradiation annuelle à ne pas dépasser pour la population : un millisievert (1 mSv) ;
==> irradiation annuelle à ne pas dépasser pour les travailleurs : cinquante millisievert (50 mSv), mais pas plus de 100 mSv en cinq ans ; la réglementation française impose une limite plus stricte de 20 mSv/an pour l’exposition des personnes travaillant régulièrement en zone réglementée (catégorie A).
L’irradiation d’origine naturelle subie en moyenne chaque année, est d’environ 2,5 mSv provenant du rayonnement cosmique (0,5 mSv au niveau de la mer), de l’irradiation externe par des éléments radioactifs naturels contenus dans les sols comme le potassium 40 ou l’uranium (0,5 mSv) et de l’irradiation interne par suite de l’ingestion et de l’inhalation des radioéléments naturels, principalement le potassium 40 et le gaz radon (1,5 mSv).
L’irradiation provenant des pratiques médicales (radiographie par exemple) représente environ 1 mSv par personne chaque année. À titre d’exemple, une radiographie du thorax délivre en moyenne une exposition de 0,04 mSv, une radiographie du bassin 1,5 mSv et une radiographie du rein 6 mSv.
La radioactivité liée aux autres activités humaines, dont les centrales nucléaires, génère pour la population une dose d’irradiation valant 0,06 mSv environ.
Évaluation du risque
L’évaluation du risque passe par la prise en compte des types d’accidents nucléaires et de leurs conséquences ainsi que de la localisation géographique des installations radioactives.
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Les différents types d’accidents
Ils peuvent être soit de contamination, soit d’irradiation ou soit les deux à la fois.
=> les accidents de contamination
Ils conduisent à un rejet de produits radioactifs à l’extérieur des enceintes où ils sont contenus et donc à une contamination de l’environnement. Celle-ci provoque des irradiations externes, puis des irradiations internes par inhalation d’air contaminé ou ingestion d’eau ou d’aliments contaminés. Les accidents les plus graves survenant dans les centrales électronucléaires font partie de cette catégorie.
Les installations de retraitement du combustible peuvent aussi donner lieu à des accidents de contamination, mais ceux-ci sont moins probables que pour les centrales (il n’existe en France que deux centres où ont lieu les retraitements, à Marcoule et à La Hague).
=> les accidents d’irradiation
Ils ont lieu lorsqu’une source radioactive intense sort de ses protections. De tels accidents peuvent se produire dans les cas suivants :
==> Les accidents de transport : des sources radioactives intenses sont transportées quotidiennement par route, rail, bateau. Leurs emballages, constitués de blindages importants, arrêtent les rayonnements et sont conçus et testés de façon à résister à tout accident, y compris aux incendies. Cependant, une fuite au cours d’un accident ne peut être totalement exclue ;
==> Les utilisations industrielles de radioéléments : les appareils de contrôle des soudures (gammagraphes) sont à l’origine des incidents les plus fréquents : la source radioactive relativement intense est sortie de son conteneur de protection pour effectuer le contrôle de soudure. Il arrive que le mécanisme assurant la rentrée de la source se bloque. Il en résulte une zone autour de la source où règne un danger d’irradiation grave pour toute personne non avertie manipulant l’appareil ou la source (une bonne part des irradiés graves dans le monde l’a été au cours de tels incidents) ;
==> Les utilisations médicales de sources radioactives : les appareils de radiothérapie, dont certains contiennent des sources radioactives intenses, sont principalement visés. Ils peuvent donner lieu à des accidents de même type que les précédents.
=> les accidents de contamination et d’irradiation
Les accidents les plus graves combinent en général les deux risques. Cependant, le risque d’irradiation grave sera localisé à l’intérieur et aux abords immédiats de l’installation accidentée, alors que le risque de contamination pourra toucher des zones étendues.
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L’accident grave dans une centrale électronucléaire et ses conséquences pour l’environnement
L’accident le plus grave sur une telle installation est une rupture importante dans le circuit primaire de refroidissement du cœur du réacteur. La conséquence en est que l’eau du circuit primaire s’échappe et que le cœur n’est plus refroidi. Continuant à s’échauffer, celui-ci peut fondre. Des circuits de secours d’injection d’eau entrent alors en action et rétablissent petit à petit le refroidissement du cœur, avant que celui-ci n’ait fondu. Un tel accident est dit accident de dimensionnement.
En supposant que tous ces systèmes de refroidissement de secours ne fonctionnent pas, le cœur continue à s’échauffer et fond, en libérant tous les produits radioactifs qu’il contient. Cet accident est dit accident hors dimensionnement ou accident grave. Cependant, un tel accident ne se traduit pas par une explosion nucléaire, car une centrale électronucléaire ne peut pas se transformer en bombe atomique.
Les centrales françaises ont été conçues pour que l’enceinte de confinement, enceinte béton qui contient le réacteur, résiste à toutes les contraintes pouvant résulter de l’accident grave pendant au moins vingt-quatre heures.
Au-delà, si la pression dans l’enceinte augmentait jusqu’à risquer de dépasser la limite de résistance de celle-ci, il est possible de la dépressuriser à travers des filtres qui retiendraient la majeure partie de la radioactivité répandue à l’intérieur. Ceci étant, on considère qu’il pourrait être nécessaire d’évacuer la population dans un rayon de dix kilomètres autour de la centrale, avant que ne se produisent des rejets substantiels de radioactivité, et qu’il y aurait lieu de demander à la population de se mettre à l’abri à l’intérieur d’habitations ou de locaux fermés dans un rayon de vingt kilomètres.
Aucune centrale nucléaire n’est implantée en région PACA. Néanmoins, deux centrales nucléaires situées dans la Drôme et le Gard (respectivement Tricastin et Marcoule) impactent des communes dans le département de Vaucluse.
Le centre d’études nucléaires de Cadarache, qui abrite le projet ITER, impacte plusieurs communes situées dans les départements 04, 13, 83 et 84 et dans un rayon de 10 km.
On trouve des sites militaires nucléaires à Toulon et à Istres également.
=> zoom sur la centrale nucléaire du Tricastin (26)
La centrale nucléaire du Tricastin se situe sur la commune de Saint-Paul-Trois-Châteaux dans la Drôme, à 28 km au sud de Montélimar.
Elle est en service depuis 1980 ce qui en fait la deuxième centrale la plus âgée du parc nucléaire français au même titre que celles de Gravelines et Dampierre.
La centrale possède quatre réacteurs à eau pressurisée (REP) d'une puissance électrique nette de 915 mégawatts chacun, construits par Framatome puis exploités par Électricité de France.
Elle est exposée au risque de séisme. Lors de sa conception, c'est un séisme de magnitude 4,7 sur l'échelle de Richter qui a été choisi comme référence, et les installations sont donc prévues pour résister à un séisme de magnitude 5,28. Elle se trouve dans un grand complexe nucléaire et chimique comprenant six sites Seveso dans un rayon de 10 km.
La centrale du Tricastin faisait partie des sites envisagés pour la construction de la troisième paire de réacteur EPR 2 en Auvergne-Rhône-Alpes. Le Conseil de politique nucléaire du 19 juillet 2023, retient finalement le site du Bugey. Néanmoins, les études techniques et les analyses se poursuivront sur le site de Tricastin, dans la perspective d’accueillir d'éventuels futurs réacteurs nucléaires.
Les 17 communes concernées en PACA (PPI 20 km) et toutes vauclusiennes sont les suivantes : Bollène, Cairanne, Grillon, Lagarde-Paréol, Lamotte-du-Rhône, Lapalud, Mondragon, Mornas, Piolenc, Richerenches, Sainte-Cécile-les-Vignes, Saint-Roman-de-Malegarde, Sérignan-du-Comtat, Travaillan, Uchaux, Valréas et Visan.
=> zoom sur le site nucléaire de Marcoule (30)
Le réacteur nucléaire de la centrale de Marcoule est situé sur les communes de Chuscluan et Codolet, proches de Bagnols-sur-Cèze, dans le Gard. Il ne fonctionne plus depuis 2009 et la centrale est en cours de démantèlement depuis 2016 et celui-ci devrait s’achever en 2050. Elle n’est donc pas soumise à l’extension du périmètre de sécurité de 20 km au contraire de sa voisine, la centrale du Tricastin.
Le site de Marcoule devait abriter le laboratoire souterrain de stockage des déchets radioactifs mais c’est le site de Bure en Lorraine qui a été choisi.
Les activités suivantes s’y déroulent aujourd’hui :
==> laboratoire de traitement des combustibles irradiés et d'étude sur la gestion des déchets radioactifs de haute activité et à vie longue ;
==> usine de fabrication de combustible nucléaire MOX ;
==> centre de traitement et de conditionnement des déchets radioactifs.
Les 8 communes impactées en PACA (PPI 10 km) et toutes vauclusiennes sont les suivantes : Caderousse, Lapalud, Mondragon, Mornas, Orange, Piolenc, Sérignan-du-Comtat et Uchaux.
=> zoom sur ITER et CADARACHE (13)
Le réacteur thermonucléaire expérimental international, ou ITER (acronyme de l'anglais International thermonuclear experimental reactor, également mot latin signifiant « chemin » ou « voie »), est un projet international de réacteur nucléaire de recherche civil à fusion nucléaire de type tokamak, situé à proximité immédiate du centre d’études nucléaires de Cadarache à Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône, France). Il n’est pas soumis aux règles de sécurité des centrales nucléaires et à l’extension du périmètre de protection de 20 kilomètres dans le cadre du PPI.
Les 8 communes impactées en PACA (PPI 10 km) sont les suivantes : dans le dpt 04 – Corbières ; dans le dpt 13 – Jouques, Saint-Paul-lez-Durance ; dans le dpt 83 – Ginasservis, Rians, Vinon-sur-Verdon et dans le dpt 84 – Beaumont-de-Pertuis.
=> l’échelle « INES »
Afin de déterminer la gravité d’un incident ou d’un accident nucléaire, une échelle de gravité, dans le même esprit que l’échelle d’intensité des séismes, a été mise en œuvre à l’échelon international. Cette échelle internationale des évènements nucléaires « INES », possède sept niveaux. Le niveau 7 correspond aux accidents de Tchernobyl et Fukushima survenus respectivement en 1986 et 2011.
Prévention du risque liée aux accidents
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La réglementation des Installations Nucléaires de Base (INB)
Les installations nucléaires importantes sont classées installations nucléaires de base (INB) par le décret 63.1228 du 11 décembre 1963 abrogé et remplacé par le décret n°2007-1557 du 2 novembre 2007. Ce dernier définit les processus réglementaires régissant la création, la construction, le démarrage, le fonctionnement, la surveillance et le démantèlement des INB.
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Les principes de sécurité appliqués dans les installations nucléaires
Les dispositions de sûreté prises dans une installation ont pour objectif de rendre les défaillances le plus improbable possible. La pratique française de la sûreté consiste cependant à établir, pour une installation donnée, les divers types d’accidents possibles et les conséquences qui en découleraient. Si celles-ci paraissent inacceptables, les moyens et dispositions propres à les minimiser vont être recherchés et les plans de secours à mettre en œuvre vont être prévus. Cette conception de la sûreté est dite déterministe.
En application de cette conception de la sûreté, tout un ensemble de principes et de concepts a été développé, et plus particulièrement le principe de la défense en profondeur. L’une de ses applications est la mise en place d’un ensemble de barrières indépendantes entre les éléments radioactifs et l’environnement.
La défense en profondeur : ce principe consiste à réaliser dans une installation une succession de niveaux dans les équipements et les procédures de fonctionnement. Chaque niveau est conçu pour prévenir les défaillances du niveau supérieur et limiter les conséquences du niveau inférieur.
Les barrières : ce système, qui constitue l’une des applications du principe de défense en profondeur, consiste à interposer entre les éléments radioactifs et l’extérieur, une succession de barrières indépendantes les unes des autres. Dans le cas des réacteurs électronucléaires, trois barrières successives sont mises en place :
==> la gaine métallique enferme le combustible nucléaire du réacteur ;
==> le circuit de refroidissement fait circuler l’eau de refroidissement autour des combustibles enfermés dans leur gaine ;
==> l’enceinte du réacteur est dimensionnée de façon à résister à tout accident survenant sur le réacteur.
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Le contrôle des installations nucléaires
L’application de la réglementation des INB est contrôlée au niveau national par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN), constituée principalement par la direction générale de la Sûreté nucléaire et de la Radioprotection (DGSNR).
Le contrôle du fonctionnement des installations est assurée entre autres par les inspecteurs affectés à cette direction, assistés par les inspecteurs affectés aux divisions nucléaires, existant au niveau régional et rattaché aux Directions Régionales de l'Environnement, de l'Aménagement et du Logement (DREAL).
Mémoires des accidents nucléaires passés les plus graves
Organisation des secours
L’organisation des secours dans le cadre d’une catastrophe nucléaire ou radiologique se traduit par la mise en place de différents plans selon plusieurs niveaux d’intervention et de responsabilité :
==> le Plan d’Urgence Interne (PUI) rédigé par l’exploitant de l’installation nucléaire de base [ INB ] ;
==> le Plan Particulier d’Intervention (PPI) élaboré par le Préfet de département ;
==> le Plan ORSEC [ Organisation de Réponse de Sécurité Civile ] piloté par la Direction de la Sécurité Civile du Ministère de l’Intérieur.
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Mise en œuvre du PUI
L’exploitant d’une « INB » prend la responsabilité de la sûreté et de la radioprotection au sein de son site industriel.
En cas d’accident ou d’incident grave, il doit mettre en place les modalités d’intervention telle que prévue par le PUI.
Son contenu est précisé au niveau du titre II de l’annexe de l’arrêté du 28 août 2017 portant homologation d’une décision de l’Autorité de Sûreté Nucléaire du 13 juin 2017. L’Article 2.3 dresse la liste des pièces à intégrer dans un PUI :
=> Présentation cartographique du plan détaillé de l’établissement en indiquant les voies d’accès principales et de l’implantation des émissions de rejets ;
=> Critères de déclenchement du PUI ;
=> Résumé de la cinétique et des conséquences des scenarii accidentels dimensionnant le PUI ;
=> Description de l’organisation et des moyens matériels prévus pour la gestion des situations d’urgence ;
=> Documents spécifiques utilisés par les membres de la cellule de crise de l’installation comprenant :
==> le fascicule d’aide à la décision pour déclencher le PUI ;
==> l’inventaire des situations d’urgence conduisant à l’application par le Préfet du PPI ;
==> les fiches opérationnelles décrivant, pour chaque fonction PUI, les actions à effectuer, leur chronologie et leur phasage précis ;
==> les modèles de messages précisant les éléments à fournir au poste de commandement ainsi qu’à l’ASN (détail dans l’Article 6.11 au niveau du titre VI de l’annexe portant sur les moyens matériels pour la gestion des situations d’urgence).
=> Dispositions prévues pour la protection des personnes présentes dans l’établissement mais non impliqués dans la gestion de crise (réponse aux exigences expliquées dans le titre VIII de l’annexe de l’arrêté).
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Mise en œuvre du PPI
Au niveau départemental, le préfet doit être informé par les chefs d’installations de tout incident ou accident survenant dans leur établissement, ceci dans le cadre d’une convention d’information signée entre le Préfet et le responsable de chaque « INB ».
Lorsque l’accident qui survient dans une « INB » et que ses conséquences dépassent le périmètre du site, le Préfet, par l’intermédiaire du déclenchement du PPI dédié, fait intervenir les moyens de secours dont il dispose.
Pour plus d’informations sur ce qu’est un PPI , vous pouvez consulter l’article publié par la Préfecture de la Drôme et consacré au PPI du site nucléaire du Tricastin : PPI_nucleaire_Tricastin_PREF_26.
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Activation du dispositif « Plan ORSEC »
Au cas où l’accident s’avère d’une gravité telle qu’il risque de déborder le voisinage immédiat de l’« INB » concernée, le Préfet de département peut activer le plan ORSEC. Cela lui permet de recourir à des moyens de secours spéciaux et nationaux. Il complète ainsi les équipements prévus suite au déclenchement du PPI du site nucléaire.
Lorsque le plan ORSEC est déclenché, la direction de la Sécurité civile du Ministère de l’Intérieur et des Outres-Mers (MIOM) anime et pilote l’action des services chargés de déployer les mesures de prévention et de secours.
L’activation conjointe du PPI du site nucléaire et du plan ORSEC entraîne un suivi de l’évolution de l’accident par l’Agence de Sûreté Nucléaire (ASN). L’ASN se met en relation avec l’exploitant afin de lui donner les directives pour limiter l’extension des dégâts causés par la catastrophe et ramener un niveau de sécurité optimale au niveau de l’« INB ».Pour cela, l’organisation est la suivante :
=> Installation d’un PC « cellule de crise » au niveau de la Direction générale de l’ASN sous le commandement de l’Inspecteur en chef ;
=> Mission locale répartie sur le site de l’accident et au niveau de la préfecture de tutelle.
Localement le Préfet dirige l’action des équipes de secours qui agissent sur le terrain :
=> Cellules mobiles d’interventions radiologiques (CMIR) des Sapeurs-Pompiers ;
=> Forces de police et de gendarmerie ;
=> SAMU ;
=> Moyens supplémentaires provenant des départements limitrophes ou du niveau national.
Le maire des communes situées dans le périmètre de la zone de danger du PPI du site nucléaire peut se voir confier certaines missions et devoir mobiliser les membres de son équipe notamment les bénévoles des réserves communales de sécurité civile.
Information préventive
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Les outils réglementaires
Les dossiers départementaux des risques majeurs (DDRM) élaborés par les Préfets de départements traitent le risque nucléaire au même titre que les autres risques majeurs. Les 33 communes impactées en PACA sont identifiées via le tableau des risques dans les DDRM des départements concernés à savoir les Bouches-du-Rhône, les Alpes-de-Haute-Provence, le Var et le Vaucluse (cf. carte des communes concernées par le risque nucléaire).
Dans le cadre du Plan Particulier d’Intervention (PPI) « nucléaire » de certaines installations nucléaires, le Préfet de département établit, en liaison avec l’exploitant, les documents d’information des populations comprises dans la zone d’application du Plan.
Ces documents sont également envoyés aux maires des communes situés dans le périmètre de la zone de danger du PPI. Ces derniers se chargent d’informer les populations et de préciser les consignes à adopter en cas de catastrophe.
À l’échelle nationale, l’Institut de Radioprotection et de Sûreté nucléaire (IRSN) se place comme l’expert public en matière de recherche et de partage d’informations sur les risques nucléaires et radiologiques : https://www.irsn.fr/
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Les commissions locales d’information (CLI)
Dans le cadre de l’information en temps normal des populations, l’ASN doit contribuer à être transparent sur les problèmes se rapportant à la sûreté nucléaire et à la radioprotection.
La loi du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, dite « loi TSN (article 22) », intégrée par l’Ordonnance n° 2012-6 du 5 janvier 2012 dans le code de l'environnement (articles L. 125 – 17 et suivants), a rendu obligatoire la création auprès de chaque site nucléaire d'une commission locale d’information (CLI).
Pour ce faire, il existe des CLI, créées à l’initiative conjointe des conseils départementaux et des préfets. On les trouve généralement autour de chaque centrale électronucléaire mais aussi parfois autour des installations nucléaires de base importantes comme le centre de recherche ITER à Cadarache ou les installations de stockage de déchets.
Ces CLI prévoient de recueillir et diffuser auprès de la population toutes les informations concernant l’installation à savoir :
=> son fonctionnement ;
=> ses incidents ;
=> son impact sur l’environnement en matière de rejets.
D’autres éléments concernant la transparence de la vie de l’installation sont également mentionnés.
Pour visualiser un exemple de CLI, cliquez sur ce lien : CLIC_Info_Cadarache_Mai_2023.
Alerte et secours
En cas d’incident ou d’accident nucléaire, le préfet diffuse à la population les informations et les consignes à respecter :
=> l’alerte est donnée par les moyens classiques : sirène, système d’alerte automatique, communiqués relayés par les radios locales notamment France Bleu ;
=> les consignes sont diffusées par les autorités locales (services de secours, gendarmerie, police) ;
=> le Service Interministériel de Défense et Protection Civiles (SIDPC) de la préfecture transmet régulièrement des points de situations qui sont relayés via le service d’information et de relations publiques (SIRP) pendant toute la durée d’une crise.
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Les consignes à appliquer
=> Le confinement
Il doit être respecté en cas d’accident engendrant un risque de rejets radioactifs dans l’environnement et ayant entraîné le déclenchement du PPI par le Préfet. Dès que l’alerte est donnée, la population doit se mettre à l’abri, à l’intérieur des habitations et dans un local clos, afin d’éviter d’inhaler des éléments radioactifs qui pollueraient l’air extérieur à la suite de rejets émis par la centrale nucléaire.
=> L’absorption de pastille d’iode
Dans le cas des réacteurs électronucléaires, l’élément radioactif constituant le principal contaminant dans les rejets se trouve être l’iode radioactif (131I). À titre préventif une distribution de pastilles d’iode non radioactive s’organise auprès de la population habitant dans un rayon de vingt kilomètres autour de la centrale. Sur consigne du préfet, diffusé en cas d’accident par radio, les habitants sont invités à absorber les pastilles d’iode stable. Cet iode vient se fixer sur la thyroïde, la saturer et éviter qu’ensuite l’iode radioactif inhalé par respiration ne se fixe sur cette thyroïde, provoquant son irradiation.
