Circulaire du 25/07/06 relative Installations classées - Acceptation de déchets à radioactivité naturelle renforcée ou concentrée dans les centres de stockage de déchets

La Ministre
à
Mmes et MM les Préfets de Région,
Mmes et MM les Préfets de départements

Copie à :
Mmes et MM les directeurs régionaux de l'industrie, de la recherche et de l'environnement

La réglementation interdit lélimination de déchets radioactifs tant dans les centres de stockage de déchets dangereux (arrêté du 30 décembre 2002), que dans les installations de stockage de déchets non dangereux (arrêté du 9 septembre 1997 modifié) et les installations de stockage de déchets industriels inertes provenant dinstallations classées (arrêté du 31 décembre 2004). Lapplication de ces dispositions a toutefois rendu nécessaire de préciser celles applicables aux déchets dits à " radioactivité naturelle renforcée ou concentrée ". De tels déchets sont issus de produits naturellement riches en radioéléments ayant pu subir des transformations industrielles à dautres fins que pour leurs propriétés radioactives.

Déchets admis / déchets interdits notion de substances radioactives

Dune manière générale, pour lélimination de déchets, le terme " radioactif " doit se lire comme " contenant des substances radioactives dont l'activité ou la concentration ne peut être négligée du point de vue de la radioprotection " (cf annexe 13-8 du code de la santé publique). Aussi, certains déchets présentant une radioactivité naturelle renforcée ou concentrée mais négligeable du point de vue de la radioprotection peuvent-ils être acceptés en centre de stockage de déchets autorisés par arrêté préfectoral. Lappréciation de ce caractère négligeable doit être réalisée par les exploitants de ces installations en préalable à la réception des déchets. Cette appréciation est basée sur une étude dacceptabilité présentant limpact radiologique associé à lélimination des déchets.

Ainsi, dès lors que le déchet respecte les prescriptions de larrêté préfectoral de linstallation délimination et que létude dacceptabilité montre quil peut être négligé du point de vue de la radioprotection tant pour le personnel de linstallation que pour la population voisine, le déchet peut être éliminé dans cette installation.

Les déchets à radioactivité naturelle renforcée ou concentrée

Les déchets concernés par la présente circulaire, sont des déchets industriels qui peuvent être issus dactivités diverses telles que les industries de production dengrais phosphatés, de terres rares (exemples de déchets à radioactivité naturelle renforcée), les fonderies utilisant des sables de zircon (exemple de déchets à radioactivité naturelle concentrée), etc Les activités potentiellement génératrices de déchets à radioactivité naturelle renforcée ou concentrée sont mentionnées dans larrêté du 25 mai 2005 relatif aux activités professionnelles mettant en uvre des matières premières contenant naturellement des radionucléides non utilisés en raison de leurs propriétés radioactives.

Les déchets concernés sont susceptibles de présenter des activités massiques moyennes en radioéléments de l'ordre de grandeur des seuils d'exemption fixés en annexe 13-8 du code de la santé publique. Compte-tenu de la valeur de ces seuils, les déchets ne relèvent en général pas de la réglementation relative au transport des matières radioactives. Jappelle votre attention sur le fait que les seuils dexemption mentionnés ci-dessus nont pas vocation à déterminer lacceptabilité ou non dun déchet. Seule létude dacceptabilité permet de déterminer si un déchet à radioactivité naturelle renforcée ou concentrée peut être éliminé en centre de stockage ou pas.

Létude dacceptabilité

Létude dacceptabilité vise à examiner si limpact résultant de la prise en charge de ces déchets au sein du centre de stockage est négligeable du point de vue de la radioprotection. Les conséquences sur le long terme pour lenvironnement de lélimination de ces déchets dans un centre de stockage doivent également être analysées dans cette étude.

Afin de préciser la méthodologie dévaluation de limpact radiologique, un guide disponible sur les sites internet de lIRSN et du ministère de lécologie et du développement durable a été élaboré par un groupe de travail réunissant des représentants des différents acteurs (filières industrielles concernées par les déchets à radioactivité naturelle renforcée ou concentrée, exploitants de centres de stockage, associations de protection de lenvironnement, administrations). La méthodologie doit être mise en uvre par les exploitants dinstallations de stockage pour lévaluation de limpact radiologique préalable à lacceptation de déchets à radioactivité naturelle renforcée ou concentrée sur leur centre.

Létude dacceptabilité est réalisée sous la responsabilité de lexploitant du centre de stockage, sur la base des déclarations faites par le producteur de déchets et, en tant que de besoin, avec laide dexperts compétents.

Chaque type de déchet à radioactivité naturelle renforcée ou concentrée à éliminer doit faire lobjet dune étude spécifique. Par type de déchet, il est entendu des déchets présentant des caractéristiques physico-chimiques et radiologiques homogènes. Lorsque lexploitant dun centre de stockage est sollicité par un producteur pour lélimination de déchets dont lactivité massique est susceptible de varier significativement dun lot à lautre, il est possible de réaliser une étude dite générique. Une étude générique est alors la synthèse détudes spécifiques couvrant, pour un déchet donné, une gamme de compositions radiologiques.

Le producteur du déchet est responsable de sa caractérisation physico-chimique et radiologique.

Léliminateur a en charge la description des postes de travail et les mesures de prévention des pollutions et de suivi environnemental nécessaires à la réalisation de létude dacceptabilité. Parmi ces éléments dinformation, les protections que doit mettre en place le personnel dans le cadre de la réglementation, lorsquelles peuvent avoir une influence sur les résultats, seront précisées pour être prises en compte lors de lélaboration de létude. A contrario, aucune protection particulière prise au titre de la radioprotection ne doit être considérée ni préconisée dans le cadre de létude dacceptabilité.

Létude dacceptabilité est tenue à disposition de linspection des installations classées, qui pourra utilement en faire usage lors de ses visites dinspection. Vous pouvez bien sûr en prescrire une expertise par un organisme tiers, dans les formes prévues à larticle 18 du décret n° 77-1133 du 21 septembre 1977.

A cette fin, tous les résultats de calculs intermédiaires relatifs aux évaluations de dose efficace pour les différents postes de travail doivent être clairement explicités.

Il est possible que lors de la réalisation dune étude dacceptabilité, des problèmes liés à la radioprotection sur le site soient mis en évidence indépendamment des décisions à prendre quant à lacceptation des déchets ; ces questions relèvent de linspection du travail ou de linspection de la radioprotection.

Evaluation de lacceptabilité du déchet

Létude dacceptabilité évalue notamment le caractère négligeable ou pas de limpact radiologique du déchet lors de son élimination. Le critère qui doit être considéré dans ce cadre est la valeur de 1mSv par an en valeur ajoutée au rayonnement naturel pour le groupe de population le plus exposé au risque radiologique. Compte tenu de la situation particulière envisagée (réception et stockage de déchets) et des voies de transfert correspondantes, le groupe concerné sera en général le personnel du centre de stockage.

Dans la plupart des cas, les résultats des calculs de dose obtenus pour le personnel du centre de stockage à lissue de létude dacceptabilité devraient permettre daboutir à une perception claire du caractère négligeable de limpact. Compte tenu des caractéristiques des déchets concernés par le présent guide, la dose annuelle calculée pour lindividu type considéré dans les études devrait en général être de lordre de quelques dizaines de microsieverts.

En outre, lexploitant devra être en mesure de justifier que les dispositions limitant toute possibilité dexposition résiduelle et de transfert de radioactivité dans lenvironnement existent sur linstallation. Dans ce sens, pour certaines installations, les dispositions prévues dans larrêté préfectoral dautorisation sont suffisantes.

Réception et contrôle des déchets à larrivée sur site

Lorsque le contrôle à larrivée sur site révèle une anomalie par rapport aux déclarations du producteur et par rapport à ce qui est attendu dans létude dacceptabilité, le déchet peut être refusé ou entreposé dans un lieu adapté en attente danalyses complémentaires et éventuellement de la reprise de létude.

Par ailleurs, si une installation de stockage souhaite utiliser des études génériques, son arrêté préfectoral dautorisation devra prévoir que les contrôles sur les déchets permettent de sassurer que leurs caractéristiques respectent celles prises en compte pour la réalisation de létude générique. La mise en place dun programme de suivi de la qualité répond notamment à cette exigence. Ce programme doit en particulier comprendre un engagement du producteur de déchet sur la qualité de celui-ci. A cet effet, il convient que le producteur et lexploitant du centre de stockage établissent en commun un cahier des charges du déchet reprenant les paramètres physico-chimiques et radioactifs du certificat dacceptation préalable et précisant les plages de variation possible de ces paramètres.

Surveillance des impacts

Dans le cas où une installation reçoit des déchets à radioactivité naturelle renforcée ou concentrée, les analyses de la composition des eaux souterraines seront adaptées aux risques susceptibles dêtre engendrés par ces déchets. Les paramètres à contrôler pourront être déduits des études dimpact radiologique réalisées sur le site.

A lissue de lexploitation de linstallation et au vu des résultats des mesures effectuées lors de la période dactivité, des prescriptions spécifiques à la surveillance radiologique du site pourront être prévues dans larrêté préfectoral post-exploitation.

En outre, le stockage de déchets à radioactivité naturelle renforcée ou concentrée devra être mentionné dans les servitudes dutilité publique.

Information et communication

Le bilan annuel que les exploitants des installations transmettent à ladministration devra comporter, le cas échéant :
- une synthèse des études dacceptabilité réalisées pendant lannée ;
- une justification du respect des critères dacceptabilité de ces déchets tenant compte de leur éventuel cumul ;
- un bilan des déchets effectivement reçus pendant lannée (quantités, caractéristiques, etc.) ;
- le nombre de déclenchements de portique relatifs à des déchets ayant fait lobjet dune évaluation dimpact radiologique et acceptés sur le centre.

Jappelle votre attention sur lintérêt dapprécier, sur la base de ce document comme par lintermédiaire de lexamen détudes dacceptabilité ou de procédures dacceptation lors de linspection des sites, déventuelles dérives. Lapport régulier et prépondérant de déchets de cette nature dans une installation de stockage de déchets ne sinscrirait en effet pas dans lesprit des présentes dispositions mais relèverait a contrario dun processus de modification notable des conditions dexploitation. A cet effet, il conviendra de veiller à la situation de ces installations au regard des rubriques substances radioactives de la nomenclature des installations classées.

Je vous rappelle que le bilan dactivité est présenté par lexploitant devant la Commission Locale dInformation et de Surveillance (CLIS) le cas échéant ainsi quà la Commission Départementale compétente pour lEnvironnement, les Risques Sanitaires et Technologiques (CODERST).

Parallèlement, dans la mesure où ces éléments sont également nécessaires pour établir un bilan national de la gestion de certains déchets à radioactivité naturelle renforcée ou concentrée, les études dacceptabilité devront être systématiquement transmises à la direction de la prévention des pollutions et des risques. Vous informerez lexploitant dans ce sens.

Par ailleurs, afin daider lensemble des acteurs dans les actions dinformation et de communication, que ce soit dans les réunions des CLIS et des CODERST, lors de réunions publiques ou dans des situations de crise, un ensemble de 13 fiches " questions/réponses " qui présentent de façon synthétique les principaux aspects abordés dans le guide et comportent des supports de présentation a été élaboré par le groupe de travail.

Les aspects de communication et dinformation étant primordiaux sur de tels sujets, je vous invite à inciter les exploitants à faire preuve de toute la transparence et de la pédagogie nécessaire, ce dautant plus que des outils ont été élaborés.

La prise en compte des dispositions de la présente circulaire peut enfin vous conduire à réviser, si nécessaire, les arrêtés préfectoraux réglementant les installations délimination, en particulier en ce qui concerne les prescriptions relatives aux critères dacceptation des déchets et à la surveillance environnementale du site. Larrêté préfectoral devra notamment être révisé dès lors que les prescriptions déjà existantes ne seront pas suffisantes eu égard aux hypothèses ou aux contrôles retenus comme base à lélaboration des études dacceptabilité. Par conséquent, cette révision sera systématique pour les installations de stockage de déchets industriels inertes provenant dinstallations classées.

Pour la Ministre et par délégation,
Le directeur de la prévention des pollutions et des risques,
délégué aux risques majeurs
Thierry TROUVÉ

PORTIQUE DE DETECTION DE RADIOACTIVITE

Guide sur la méthodologie à suivre en cas de déclenchement

Centre denfouissement de déchets

Les chiffres associés aux mots soulignés renvoient aux paragraphes correspondants à lannexe de cette procédure. Les mots en caractères gras sont définis dans le lexique joint à la présente procédure.

Rappel : lobjectif dun portique est de détecter la présence de sources radioactives afin dassurer en premier lieu, la protection des travailleurs du centre denfouissement ainsi que celle des populations avoisinantes et de lenvironnement. Il appartient à l'exploitant de fixer le seuil d'alarme du déclenchement du portique.

Après le déclenchement de lalarme du portique de détection de la radioactivité lors du contrôle dun chargement de déchets pénétrant dans le centre, il appartient à lexploitant du site de vérifier la présence effective de radioactivité dans ce chargement, en éliminant les risques de fausses alarmes, pour déterminer la conduite à tenir et fixer les modalités de prise en charge de ces déchets. Dans ce but, la marche à suivre est la suivante :

1. CONFIRMATION DE LA PRESENCE DUNE RADIOACTIVITE ANORMALE DANS LE CHARGEMENT

Faire repasser au moins 2 fois supplémentaires le véhicule devant le portique et noter à chaque passage la valeur enregistrée par le portique. Ces passages successifs ont pour but déliminer les cas de fausse alarme consécutifs à un dysfonctionnement du portique. Les valeurs enregistrées par le portique seront reportées sur un registre avec la date du jour et devront être comparées au bruit de fond du portique pour apprécier lintensité du rayonnement émis et déterminer la conduite à tenir. En cas dune mesure supérieure à 50 fois le bruit de fond⁽⁵⁾, il est nécessaire dappliquer sans délai la procédure décrite au paragraphe 2. Durant ces passages, ne chercher en aucun cas à manipuler le chargement.
Si après plusieurs passages successifs dans les mêmes conditions, il ny a pas de nouveaux déclenchements, le chargement peut suivre la filière habituelle de traitement des déchets. En outre, dans ce cas, contacter le fabricant du portique pour signaler la situation et demander son intervention.
Si les déclenchements se poursuivent : soit passer directement à la procédure décrite au paragraphe 2 ci-après, soit mettre en uvre au préalable les mesures suivantes :

Demander au chauffeur sil a subi récemment un examen ou traitement de médecine nucléaire avec administration de produits radioactifs. Si tel est le cas, repasser devant le portique le véhicule conduit par un autre chauffeur. En labsence de déclenchement de lalarme, appliquer les dispositions du point 1.2 (à lexception de la vérification du portique).

Obtenir des précisions sur la nature et lorigine des déchets en essayant notamment de savoir sils peuvent provenir dun établissement hospitalier. A noter qu'il n'y a que des avantages à ce que le centre puisse connaître la liste des établissements hospitaliers qui lui adressent des déchets pour faciliter les recherches en cas de suspicion de déchets ayant une origine médicale et ayant provoqué un déclenchement de portique.

Þ Dans le cas dun nouveau déclenchement, procéder à lisolement du véhicule dans une zone réservée à lavance à cet effet, à lécart des postes de travail et permettant la délimitation dun périmètre de sécurité⁽¹⁾.

Þ Mettre en place autour de la benne ou du wagon contenant le chargement un périmètre de sécurité⁽¹⁾établi avec un radiamètre portable⁽²⁾ et clairement balisé correspondant à un champ de rayonnement de 1 µSv/h si aucun poste de travail permanent ne se trouve dans la zone ainsi délimitée. Dans le cas contraire établir un périmètre de sécurité⁽¹⁾ à 0,5 µSv/h. En cas de difficultés pour établir ce périmètre, engager directement la procédure décrite au paragraphe 2, à partir du point 2.3.

Maintenir lisolement du véhicule durant une période dau moins 24 heures et bâcher systématiquement la benne (cas des chargements à lair libre) pour éviter que les intempéries entraînent une dispersion des matières radioactives. Durant cette période, il ne sera procédé à aucune manipulation du chargement.
Au terme de cette période disolement, repasser le véhicule devant le portique.

Si labsence de nouveau déclenchement est confirmée, on peut faire l'hypothèse que la radioactivité initialement présente dans le chargement a décru de façon importante car elle était due à des radioéléments à durée de vie très courte⁽⁶⁾, très vraisemblablement utilisés en médecine (les renseignements obtenus sur lorigine des déchets peuvent confirmer cette hypothèse). Dans ces conditions, appliquer les dispositions du point 1.2 (à lexception de la vérification du portique).

Si un nouveau déclenchement de lalarme se produit, appliquer la procédure complète du paragraphe 2 ci-dessous.

2. PROCEDURE A SUIVRE APRES CONFIRMATION DE LA PRESENCE DE RADIOACTIVITE DANS LE CHARGEMENT

Après avoir relevé et consigné la valeur de la dernière mesure sur le registre, isoler à nouveau la benne (ou le wagon) avec son chargement dans la zone prévue à cet effet. Maintenir si nécessaire le bâchage de la benne pour éviter que les intempéries entraînent une dispersion de matières radioactives.
Rétablir un périmètre de sécurité⁽¹⁾ clairement balisé autour de la benne (ou du wagon) correspondant à un champ de rayonnement de 1 µSv/h si aucun poste de travail ne se trouve dans la zone ainsi délimitée. Dans le cas contraire, établir un périmètre à 0,5 µSv/h. En cas de difficultés pour établir ce périmètre, passer sans délai au point 2.3.
En cas de refus de prise en charge par le CET du chargement à ce stade, informer lInspection des installations classées⁽¹³⁾, en communiquant tous les résultats de mesure disponibles et en précisant les premières dispositions prises. Suivant le degré durgence⁽⁵⁾, cette information peut être immédiate ou différée.

En cas de réelle situation durgence, il est nécessaire de prévenir également sans délai et directement le préfet, lASN DSNR ⁽³⁾ et lIRSN⁽⁴⁾- Direction de lEnvironnement et de lIntervention (DEI). Voir les adresses et numéros utiles en dernière page.

Réaliser un contrôle technique ou le faire réaliser par un organisme de contrôle spécialisé (liste des organismes pouvant être obtenue auprès de l'inspection des installations classées, de l'ASN-DSNR ou de l'IRSN) le chargement à l'aide d'un radiamètre portable⁽²⁾ pour repérer et isoler le(s) déchet(s) douteux. Relever le débit de dose (D) au contact⁽⁹⁾ des déchets.
Faire une analyse spectrométrique⁽⁷) des déchets douteux (si le centre possède un appareil de spectrométrie) - ou faire appel à un organisme spécialisé - pour déterminer la nature du ou des radioélément(s) en cause. Si le(s) radioélément(s) est (sont) à vie longue (période radioactive > 71 jours)⁽⁷⁾, faire procéder à une détermination de lactivité de chaque radioélément.

En aucun cas, les substances radioactives ne doivent être manipulées directement à la main (cf. lexique " les risques "). Si cette situation venait à se produire, un contact doit être immédiatement pris avec lIRSN-Le Vésinet.

Remarque : Dans le cas de résidu d'incinération, si aucun déchet particulier n'est identifié, prélever alors environ 3 à 4 kg de cendres et faire une analyse spectrométrique⁽⁷⁾ de l'échantillon.

En cas de doute ou pour tous renseignements complémentaires, envoyer les résultats obtenus, en particulier l'analyse spectrométrique⁽⁷⁾, par télécopie à l'IRSN⁽⁴⁾-DEI pour identifier ou confirmer la nature du radioélément en cause, ainsi que le rapport dintervention de lorganisme spécialisé.
Une fois la caractérisation des déchets effectuée, faire procéder par des intervenants qualifiés à leur conditionnement pour éviter notamment la dispersion de matières radioactives et transmettre les informations à l'inspection des installations classées⁽¹³⁾, si ces déchets ne peuvent pas être acceptés sur le centre (voir point 2.8).
Actions à mettre en oeuvre :

Dans les résidus d'incinération ou les sacs ménagers :

Si le radioélément est à période radioactive courte ou très courte⁽⁶⁾ (< 71 jours) :

Si D_{au contact des déchets} > 5 µSv/h⁽⁹⁾ : Isoler les déchets conditionnés en cause pour les maintenir en décroissance pendant une durée adaptée à la période radioactive du radioélément dans un local dentreposage⁽⁸⁾ éloigné si possible des lieux de travail habituels. Etablir un périmètre de sécurité⁽¹⁾ à 1 µSv/h si aucun poste de travail ne se trouve dans la zone ainsi délimitée. Dans le cas contraire, établir un périmètre à 0,5 µSv/h.

Autre solution : refuser le chargement et informer l'inspection des installations classées⁽¹³⁾ de ce refus. Le retour les déchets au producteur⁽¹¹⁾ pour la mise en décroissance radioactive devra se faire conformément à la réglementation des transports. La procédure de retour devra se faire selon les dispositions fixées au point (11) de lannexe de la procédure guide. Cependant, compte tenu de la courte période des radioéléments en cause, il est le plus souvent préférable et bien plus simple de retenir la solution dentreposage sur place.

Dès que leur radioactivité résiduelle sera négligeable, les déchets peuvent être repris et traités sans restriction, après contrôle radiologique.

Si D_{au contact des déchets} < 5 µSv/h⁽⁹⁾: les déchets peuvent être enfouis sans restriction (radioélément à période radioactive courte⁽⁶⁾ou très courte uniquement).

Si le radioélément est à période radioactive longue⁽⁶⁾ (> 71 jours) :

Isoler les déchets en cause et les déposer dans un local dentreposage⁽⁸⁾ éloigné si possible des lieux de travail habituels. Etablir un périmètre de sécurité⁽¹⁾ à 1 µSv/h si aucun poste de travail permanent ne se trouve dans la zone ainsi délimitée. Dans le cas contraire, établir un périmètre de sécurité à 0,5 µSv/h.

Effectuer une demande d'enlèvement de déchets radioactifs⁽¹⁰⁾ auprès de l'ANDRA avec le formulaire IRSN adapté, en liaison avec le producteur ou détenteur sil a été identifié.

retourner les déchets au producteur

⁽¹¹⁾sil est identifié, afin quil les entrepose dans ses installations et fasse procéder par lANDRA à leur enlèvement. La procédure de retour devra se faire selon les dispositions fixées au point (11) de lannexe de la procédure guide et l'inspection des installations classées⁽¹³⁾ devra être informée du refus du chargement.

b) Chargement de matériaux en vrac (sable, gravats, ferrailles etc ...) ou en cas de problème :

traitement au cas par cas avec lInspecteur des installations classées, et l'IRSN⁽⁴⁾-DEI, après identification du ou des radioéléments en cause.

Adresses et numéros utiles

DRIRE / Service d'Inspection des Installations Classées⁽¹³⁾ (à compléter) :

Préfecture (à compléter) :

Direction de la Prévention des Pollutions et des Risques
20, avenue de Ségur - 75302 PARIS 07 SP
Tél : 01 42 19 14 28 Fax : 01 42 19 14 67

ASN / Division de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection ⁽³⁾

Les DSNR sont implantées dans certaines DRIRE et peuvent couvrir plusieurs régions administratives.

DSNR Bordeaux DRIRE Aquitaine (régions concernées : Aquitaine, Midi Pyrénées et Poitou Charentes)
Téléphone : 05 56 00 04 95 Fax : 05 56 00 04 94

DSNR Caen DRIRE Basse Normandie (régions concernées : Basse Normandie et Haute Normandie)
Téléphone : 02 31 46 50 42 Fax : 02 31 46 50 43

DSNR Chalons en champagne DRIRE Champagne Ardennes (région concernée : Champagne Ardennes et Picardie)
Téléphone : 03 26 69 33 05 Fax : 03 26 69 33 22

DSNR Dijon DRIRE Bourgogne (régions concernées : Bourgogne et Franche Comté)
Téléphone : 03 80 29 40 36 Fax : 03 80 29 40 88

DSNR Douai DRIRE Nord-Pas de Calais (régions concernées : Nord-Pas de Calais)
Téléphone : 03 27 71 22 44 Fax : 03 27 87 27 73

DSNR Lyon DRIRE Rhône Alpes (régions concernées : Rhône Alpes et Auvergne)
Téléphone : 04 37 91 43 69 Fax : 04 37 91 28 04

DSNR Marseille DRIRE PACA (régions concernées : Provence-Alpes-Côte dAzur, Languedoc Roussillon et Corse)
Téléphone : 04 91 83 63 39 ou 04 91 83 63 22 ou 04 91 83 63 01 Fax : 04 91 83 64 10

DSNR Nantes DRIRE Pays de la Loire (régions concernées : Pays de la Loire et Bretagne)
Téléphone : 02 51 85 80 00 Fax : 02 51 85 80 44

DSNR Orléans DRIRE Centre (régions concernées : Centre et Limousin)
Téléphone : 02 38 41 76 00 ou 02 38 41 76 38 Fax : 02 38 66 39 22

DSNR Paris DRIRE Ile de France (région concernée : Ile de France)
Téléphone : 01 44 59 47 47 Fax : 01 44 59 47 00

DSNR Strasbourg DRIRE Alsace (régions concernées : Alsace et Lorraine)
Téléphone : 03 88 25 92 51 Fax : 03 88 25 91 67

ASN/ Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection⁽³⁾
6 place du Colonel Bourgoin 75572 PARIS cedex 12
Tél : 01 43 19 36 36 Fax : 01 40 19 86 69

Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN⁽⁴⁾)

Heures ouvrables

IRSN Site du Vésinet Direction de lEnvironnement de lIntervention
31, rue de lEcluse
BP 35
78116 LE VESINET Cedex
Tél : 01 30 15 52 00 Fax : 01 39 76 08 96

Les divisions régionales de lIRSN peuvent également vous aider dans la gestion d'un déclenchement de portique.

IRSN - Division régionale du Sud Est

IRSN - Division régionale du Sud Ouest

Régions administratives concernées : Provence - Alpes - Côte d'Azur, Corse, Languedoc - Roussillon, Rhône - Alpes, Auvergne

550, rue de la Tramontane

BP 70295 LES ANGLES

30402 VILLENEUVE AVIGNON CEDEX

Tél : 04 90 26 11 14 Fax : 04 90 26 11 34

Régions administratives concernées : Midi Pyrénées, Aquitaine, Limousin, Poitou Charente.

21, route de Villeneuve sur Lot BP n°27

47002 AGEN CEDEX

Tél : 05 53 48 01 60 Fax : 05 53 48 01 69

Hors heures ouvrables : contacter lAstreinte IRSN : 06 07 31 56 63

Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs (ANDRA)
Parc de la Croix Blanche
1/7, rue Jean Monet
92298 CHATENAY-MALABRY Cedex
Tél : 01 46 11 80 00 Fax : 01 46 11 82 21

PORTIQUE DE DETECTION DE RADIOACTIVITE

Guide sur la méthodologie à suivre en cas de déclenchement

Récupérateur de ferrailles - Fonderies - Aciéries électriques

Rappel : lobjectif dun portique est de détecter la présence de sources radioactives afin dassurer en premier lieu, la protection des travailleurs de lentreprise ainsi que celle des populations avoisinantes et de lenvironnement. Il appartient à l'exploitant de fixer le seuil d'alarme du déclenchement du portique.

Après le déclenchement de lalarme du portique de détection de la radioactivité lors du contrôle dun chargement de ferrailles pénétrant dans le centre, il appartient à lexploitant du site de vérifier la présence effective de radioactivité dans ce chargement, en éliminant les risques de fausses alarmes, pour déterminer la conduite à tenir et fixer les modalités de prise en charge des matières radioactives. Il convient de souligner que le risque de trouver tout ou partie dune source scellée radioactive dans un chargement de ferrailles pouvant être à lorigine dun risque dexposition significatif des personnels du centre nest pas à exclure. Il convient donc une fois que le risque de fausse dalarme est éliminé, de rechercher, didentifier et disoler rapidement la ou les source(s) radioactive(s) à lorigine du déclenchement de lalarme du portique. Ces opérations doivent être conduites le cas échéant avec le concours dune personne compétente en radioprotection et peuvent nécessiter de faire appel à des intervenants qualifiés.

La marche à suivre est la suivante :

1. CONFIRMATION DE LA PRESENCE DUNE RADIOACTIVITE ANORMALE DANS LE CHARGEMENT

Faire repasser au moins 2 fois supplémentaires le véhicule devant le portique et noter à chaque passage la valeur enregistrée par le portique (ces valeurs seront reportées sur un registre avec la date du jour et devront être comparées au bruit de fond du portique). Ces passages successifs ont pour but déliminer les cas de fausse alarme consécutifs à un éventuel dysfonctionnement du portique. Durant ces passages, ne chercher en aucun cas à manipuler le chargement.
Si après plusieurs passages successifs dans les mêmes conditions, il ny a pas de nouveaux déclenchements, le chargement peut suivre la filière habituelle de traitement. En outre, dans ce cas, contacter le fabricant du portique pour signaler la situation et demander son intervention.
Si les déclenchements se poursuivent :

· passer sans délai à la procédure décrite au paragraphe 2 ci-après,

· ou, en préalable, demander au chauffeur sil a subi récemment un examen ou traitement de médecine nucléaire avec administration de produits radioactifs. Si tel est le cas, repasser devant le portique le véhicule conduit par un autre chauffeur. En labsence de déclenchement de lalarme, appliquer les dispositions du point 1.2 (à lexception de la vérification du portique).

2. PROCEDURE A SUIVRE APRES CONFIRMATION DE LA PRESENCE DE RADIOACTIVITE DANS LE CHARGEMENT

Isoler la benne (ou le wagon) avec son chargement sur un emplacement à lécart dans une zone préalablement prévue à cet effet. Bâcher la benne pour éviter que les intempéries entraînent une dispersion de matières radioactives, surtout si elle est susceptible de contenir des matières pulvérulentes.
Avec un radiamètre portable⁽²⁾, établir autour de la benne (ou du wagon) contenant le chargement, un périmètre de sécurité⁽¹⁾ clairement balisé correspondant à un champ de rayonnement de 1 µSv/h, si aucun poste de travail permanent ne se trouve dans la zone ainsi délimitée. Dans le cas contraire, établir un périmètre de sécurité⁽¹⁾ à 0,5 µSv/h.
Informer lInspection des Installations Classées⁽¹³⁾, en communiquant tous les résultats de mesure disponibles et en précisant les premières dispositions prises. Suivant le degré durgence⁽⁵⁾, cette information peut être immédiate ou différée.

En cas de réelle situation durgence, il est nécessaire de prévenir également sans délai et directement le préfet, lASN - DSNR ⁽³⁾ et lIRSN⁽⁴⁾- Direction de lEnvironnement et de lIntervention (DEI). Voir les adresses et numéros utiles en dernière page.

Réaliser un contrôle technique ou le faire réaliser par un organisme de contrôle spécialisé (liste des organismes pouvant être obtenue auprès de linspection des installations classées, de lASN-DSNR ou de lIRSN ) le plus rapidement possible - du chargement à l'aide d'un radiamètre portable⁽2) : établir une cartographie sommaire autour de la benne (ou du wagon). Si possible à ce stade, procéder à une analyse spectrométrique⁽⁷⁾ afin didentifier le(s) radioélément(s) en cause.
Communiquer à nouveau à lInspection des Installations Classées⁽¹³⁾ les résultats des contrôles sur le chargement.

Si Débit de dose au contact de la benne (ou wagon) > 100 µSv/h :

Þ Prise de dispositions sans délai sur le plan de la radioprotection,

Þ Information immédiate : Inspection des Installations Classées, préfet, ASN, IRSN.

La conduite à tenir sera fonction des résultats de cette cartographie qui devra permettre dapprécier sil sagit :

dune contamination ponctuelle,
dune contamination diffuse.

A. Cas dune contamination ponctuelle : Tri de la ferraille

La cartographie montre la présence localisée d'un rayonnement émergent.

Déterminer une surface à l'écart des zones de travail habituelles (voir annexe périmètre de sécurité⁽¹⁾), la recouvrir d'un film plastique assez épais destiné à recevoir la ferraille contaminée.
A l'aide d'un grappin, saisir une partie de la ferraille dans la benne et la contrôler avec le radiamètre portable⁽²⁾.
Si le contrôle est négatif, déposer la charge du grappin dans une autre benne (ou un autre wagon) ou au sol dans une zone différente de celle recouverte du film plastique.
Si le contrôle est positif : la source est dans la charge du grappin. Déposer sur le film plastique la charge bien à l'écart du tas de ferraille non contaminée.
Etablir un nouveau périmètre de sécurité⁽¹⁾ autour du lot de ferrailles suspectes.
A l'aide du grappin fractionner ce lot selon la technique précédente jusqu'à isolement de la ferraille contaminée : la source radioactive est peut être un morceau d'un ancien paratonnerre (parfois entier).

A l'aide d'une pince à distance manipulable à la main, mettre cette source dans un sac plastique et celui-ci dans un fût métallique (100 l ou 200 l), qui devra être clairement signalé par un étiquetage approprié.
Transporter ce fût dans un local dentreposage⁽⁸⁾ fermé à clé (la clé sera détenue par la personne responsable). Etablir un périmètre de sécurité⁽¹⁾ à 1 µSv/h si aucun poste de travail ne se trouve dans la zone ainsi délimitée. Dans le cas contraire, établir un périmètre de sécurité⁽¹⁾ à 0,5 µSv/h. Informer lInspection des Installations Classées⁽¹³⁾, lASN - DSNR⁽³⁾ et l'IRSN⁽⁴⁾-DEI du résultat des opérations entreprises.
Contrôler le tas de ferraille non déchargé en repassant la benne sous le portique de détection. Si le contrôle est négatif remettre les ferrailles non contaminées qui ont été déchargées dans la benne (ou le wagon).

Sinon reprendre la procédure à partir du b).

j) Contrôler les outils ayant été en contact avec l'objet radioactif (bâche, grappin) et les faire décontaminer le cas échéant.

k) Procéder avec l'aide de l'IRSN⁽⁴⁾-DEI aux formalités d'enlèvement⁽¹⁰⁾ de cette source par lANDRA. Informer lInspection des Installations Classées⁽¹³⁾ du refus de l'objet radioactif et le fournisseur de la ferraille de sa responsabilité dans les frais engagés. A noter quil sera nécessaire de disposer de lactivité de la source.

B. Cas dune contamination diffuse :

La cartographie montre la présence non localisée précisément d'un niveau de rayonnement significatif.

Dans ce cas :

isoler la benne (ou le wagon) sans décharger,
maintenir le périmètre de sécurité⁽¹⁾,
informer le fournisseur de la ferraille de la découverte d'une contamination radioactive.

Prendre contact avec lInspection des installations classées⁽¹³⁾ et l'ASN-DSNR⁽³⁾ afin de déterminer la procédure à suivre en tenant informé le fournisseur de la ferraille.