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La Radioprotection (J. Peulvé) La protection des travailleurs et du public contre les effets néfastes des rayonnements ionisants, appelée couramment "Radioprotection", recouvre l'ensemble des aspects techniques et réglementaires mis en œuvre pour assurer leur sécurité. On peut globalement considérer que la radioactivité agit sur les cellules des tissus des organismes vivants par la délivrance d'énergie (voir "En connaître un rayon") sous deux formes : · le choc d'une particule alpha, béta ou d'un neutron avec noyau ou un électron d'une couche d'un atome (un peu comme le choc entre deux boules de pétanque), · l'excitation électronique par une onde électromagnétique, pouvant arracher ou changer l'énergie d'un électron des couches périphériques des atomes, agissant comme le rayonnement infrarouge d'un feu, mais plus pénétrant à travers l'épiderme, provoquée par un rayon X ou gamma ou par la trajectoire d'un rayon béta. Outre la nature du rayonnement, la radioprotection prend en compte la voie d'atteinte de l'organisme : · irradiation par une source externe, il peut s'agir d'exposition brève, exceptionnelle ou répétitive ou bien encore de longue durée, · contamination de l'épiderme, · contamination transcutanée par introduction de radioéléments dans une plaie, · inhalation de produit radioactif par les voies respiratoires, · ingestion en consommant des aliments contenant des composés radioactifs. Deux autres caractéristiques sont déterminantes pour évaluer les conséquences d'une exposition : · nature du radioélément : selon leur forme chimique, l'iode se fixe sur la glande thyroïde à l'état de vapeur ou d'iodure alors que le césium et le tritium diffusent dans tout l'organisme et s'éliminent rapidement par les voies naturelles (urine), · l'organe exposé : la moelle osseuse qui produit les globules blancs est beaucoup plus radio sensible que l'os lui-même. Il faut rappeler que l'homme est apparu dans un univers naturellement beaucoup plus radioactif qu'actuellement et qui le reste encore aujourd'hui. Le corps humain contient encore environ 100 Bq/kg de produits radioactifs d'origine naturelle (40K, 14C, 3H, etc.) soit quelques 7 000 Bq pour un homme de taille moyenne. Mise au point progressivement au cours du 20ème siècle, en application d'une discipline librement consentie par les personnels allant de l'exploitation minière à la recherche fondamentale en physique théorique en incluant les radiologues, le diagnostic médical aussi bien que l'énergie électronucléaire, la radioprotection fixe des règles et des techniques permettant d'assurer la sécurité et la sûreté des personnes dans les installations nucléaires et leur environnement. Précurseurs du PRINCIPE DE PRECAUTION, en prenant garde de ne pas condamner l'ACTION, les acteurs du nucléaire ont assumé leurs responsabilités, conscients des risques, mais également des enjeux. La maîtrise de ces risques les a conduit, dès le début des années 1920, à s'impliquer dans les organismes nationaux et internationaux : · Commission internationale de Protection Radiologique (CIPR) créée en 1928 par les Nations Unies, · Organisation Mondiale de la Santé (OMS) · Agence Internationale de l'Energie Nucléaire (AIEA) siégeant à Vienne Autriche, · Euratom, · United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR), · Service Central de Protection Contre les Rayonnements Ionisants (SCPRI devenu OPRI et actuellement IRSN), · Commissariat à l'énergie Atomique (CEA), · Société Française de Radioprotection (SFRP),
Sous le n° 1 420, les éditions des Journaux Officiels publient un recueil des textes législatifs et réglementaires (lois, décrets, Codes, arrêtés et circulaires) concernant la "Protection contre les rayonnements ionisants". Cet ouvrage d'un millier de pages regroupe l'ensemble des textes destinés à assurer la protection des travailleurs et du public, en toute transparence. En application de la Directive 96/29 du Traité d'EURATOM, imposant à tous les membres de l'Union Européenne l'application de la Recommandation de la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR 60/90), des décrets de 2002 fixent l'organisation du contrôle et de l'expertise des Pouvoirs Publics dans le domaine nucléaire en mettant en place les Organismes suivants : · La Commission Supérieure de Sûreté des Installations Nucléaires (CSSIN) et la Commission Interministérielle des Installations Nucléaires de Base (CIINB) chargées de fournir au Gouvernement des avis techniques et réglementaires. · L'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) est composée de la Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection (DGSNR), du Bureau de Contrôle des Chaudières Nucléaires (BCCN) et des huit Divisions des Installations Nucléaires (DIN) des Directions Régionales de l'Industrie de la Recherche et de l'Environnement (DRIRE). Elle est responsable de la définition et de la mise en œuvre de la politique de contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France, pour protéger les travailleurs, le public et l'environnement des risques liés aux activités nucléaires et radiologiques. · La Direction Générale de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (DGSNR) sous l'autorité des Ministères de l'Environnement, de la Santé et de l'Industrie est en charge du contrôle et de la réglementation de la sûreté des installations nucléaires civiles ; elle regroupe l'ancienne Direction de Sûreté des Installations Nucléaires (DSIN), ainsi qu'une partie de l'ancien Office de Protection contre les Rayonnements Ionisants (OPRI) et le Bureau des Rayonnements de la Direction Générale de la Santé (qui dépendaient du seul Ministère de la Santé). · L'Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN), sous l'autorité des Ministères de l'Environnement, de la Santé, de la Recherche, de la Défense et de l'Industrie, regroupant une partie de l'IPSN (qui était rattaché au CEA) et l'autre partie de l'OPRI, a pour mission les activités d'expertise et de recherche en matière de sûreté des installations nucléaires. · Les Directions Régionales de l'Industrie de la Recherche et de l'Environnement (DRIRE) chargées par la DGSNR des opérations de contrôle sur les installations locales. Ces organismes ont la charge de veiller à l'application du Code du Travail, mais surtout du Code de la Santé Publique ainsi que de la législation qui repose pour l'essentiel sur trois décrets, ces textes ayant subi de nombreuses modifications dans le temps : · le décret 66-450 du 20 juin 1966 relatif aux principes généraux de protection contre les rayonnements ionisants, modifié par le décret 88-521 du 18/04/88, · le décret 75-306 du 28 avril 1975 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants dans les Installations Nucléaires de Base (INB), modifié par le décret 88-662 du 06/05/88, · le décret 86-1103 du 2 octobre 1986 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants (en dehors des INB), modifié par le décret 88-662 du 06/05/88. Tous ces textes se fondent sur les principes fondamentaux de limitation des doses engagées par : · la justification des expositions aux rayonnements pour l'obtention d'un résultat positif avéré, · l'optimisation des expositions au niveau le plus bas que l'on puisse raisonnablement atteindre, compte tenu des facteurs économiques et sociaux – c'est le principe ALARA des anglo-saxons (As Low As Reasonably Achievable). Dans le domaine de la radioprotection, la réglementation distingue trois catégories d'exposition aux rayonnements ionisants : l'exposition du public, l'exposition médicale subie par les individus lors de diagnostics ou de traitement médical et l'exposition professionnelle des travailleurs incluant le corps médical). 2.2. Les installations et les responsabilités L'Autorité de sûreté est chargée de la définition et de l'application de la réglementation aux principales installations nucléaires fixes, dénommées " installations nucléaires de base " (INB), à l'exception de celles intéressant la défense nationale, classées secrètes (INBS) qui relèvent, par délégation du ministre chargé de l'industrie, de la compétence du Haut Commissaire à l'énergie atomique. Le décret n° 63-1228 du 11 décembre 1963 fixe la liste des installations nucléaires de base (INB) : · les réacteurs nucléaires, à l'exception de ceux qui font partie d'un moyen de transport, · les accélérateurs de particules, · les usines de séparation, de fabrication ou de transformation de substances radioactives, notamment les usines de fabrication de combustibles nucléaires, de traitement de combustibles usés ou de conditionnement de déchets radioactifs, · les installations destinées au stockage, au dépôt ou à l'utilisation de substances radioactives, y compris les déchets. Les trois derniers types d'installations ne relèvent toutefois de la réglementation des INB que lorsque la quantité ou l'activité totale des substances radioactives est supérieure à un seuil fixé, selon le type d'installation et le radioélément considéré, par arrêté conjoint des ministres chargés de l'environnement, de l'industrie et de la santé. Au dessous de ce seuil elles sont alors recensées comme des Installations Classées pour la Protection de l'Environnement (ICPE) Autorisées ou Déclarées, selon le niveau de risque qu'elles présentent, si elles n'atteignent pas une des limites suivantes : · 5 kilobecquerels (kBq) pour les radionucléides les plus toxiques (groupe 1), · 100 kilobecquerels par kilogramme (kBq/kg) portées à 500 kBq/kg pour les substances radioactives solides naturelles, · 1 microsievert par heure (mSv/h) à 0,1 mètre des appareils autorisés. Le droit identifie précisément chaque niveau de responsabilité de l'encadrement : · l'Exploitant Nucléaire, c'est le propriétaire de l'Installation, à ce titre il assume les responsabilités légales vis-à-vis des tiers et des Pouvoirs Publics, · le Directeur (ou Chef) d'établissement, par délégation de l'Exploitant Nucléaire il assume les responsabilités de sûreté et de sécurité à l'intérieur de l'Etablissement et dans son environnement, vis à vis du public. · le Chef d'Installation qui par délégation de l'Exploitant Nucléaire assume les responsabilités de conduite de l'installation dont il a la charge, conformément au Rapport de Sûreté et aux Règles Générales d'Exploitation (RGE) ainsi que la protection des travailleurs, · la personne compétente, nommée par le Chef d'installation au vu de sa qualification, est chargée de la surveillance et des contrôles radiologiques, · les opérateurs qui doivent exécuter leurs tâches conformément aux procédures et assurer leur propre protection ainsi que celle des autres intervenants. Toute personne appelée à travailler sous rayonnements doit être informée des risques que comporte ce travail, des précautions à prendre et de la nécessité de se conformer aux consignes de sécurité et aux prescriptions médicales. Cette formation est organisée par l'employeur en liaison avec le Comité d'Hygiène, de Sécurité et des Conditions de Travail (CHSCT). La "Personne Compétente" (les techniciens de radioprotection) doivent avoir suivi avec succès une formation agréée par la DGSNR.
Nous ne reviendrons pas ici sur les effets des rayonnements, que vous pouvez découvrir à la page "En connaître un rayon". La traduction de ces effets en radioprotection porte sur les notions de : · limite d'exposition, · limite annuelle d'incorporation (LAI), · limite dérivée de concentration dans l'air (LDCA), · catégorie de travailleurs en fonction des risques d'exposition et des limites de celles-ci, · dosimètres individuels, · suivi dosimétrique des travailleurs. Le décret n° 88-521 du 18/04/88 fixe les limites d'exposition dans des conditions normales de travail. Elles s'appliquent à la somme des expositions internes et externes, sans prendre en compte les expositions naturelles ou d'origine médicale.
Les limites, pour les travailleurs de Cat. A (cf. 3.5.) peuvent éventuellement être doublées lors d'une exposition exceptionnelle concertée, avec l'accord de l'intéressé, ou dépasser ces limites en cas d'exposition d'urgence, avec l'accord du médecin du travail. Les apprentis ou stagiaires, âgés de 16 à 18 ans, ne peuvent être exposés que pour le besoin de leur formation, dans la limite du 1/10ème des doses ci-dessus. L'exposition des femmes en état de procréer est limitée au quart des limites annuelles sur 3 mois et au 2/10ème en cas de grossesse déclarée. 3.3. Limite annuelle d'Incorporation (LAI) La Limite Annuelle d'Incorporation (LAI) par inhalation ou ingestion est, pour un radioélément donné, l'activité incorporée qui entraîne un équivalent de dose engagé égal à l'une des limites annuelles réglementaires. La somme des expositions internes et externes doit donc rester inférieure à 5 mSv/12 mois et 100 mSv/5 ans. Les valeurs correspondantes sont indiquées à l'annexe IV du décret n° 66-450 du 20 juin 1966 modifié par les décrets 88-521 du 18/04/88 et 94-604 du 19/07/94, qui prennent en compte le cas fréquent de mélange de divers radionucléides. 3.4. Limite dérivée de concentration dans l'air (LDCA) La Limite Dérivée de Concentration dans l'Air (LDCA) est la concentration d'un radioélément dans l'air inhalé par un travailleur. Exprimées en becquerels par mètre cube d'air (Bq/m3), ce sont les concentrations qui entraînent une incorporation égale à la LAI pour une exposition durant 2 000 heures par an (ce chiffre est antérieur à la loi sur les 35 heures). Les mêmes décrets que ci-dessus définissent les LDCA. 3.5. Catégorie de travailleurs en fonction des risques d'exposition En fonction de leur risque d'exposition, les travailleurs sont classés en deux catégories : · Cat. A - Directement Affectés à des Travaux sous Rayonnements (DATR), personnes dont les conditions de travail sont susceptibles d'entraîner le dépassement de 3/10ème d'une des limites annuelles d'exposition. Aucune personne de moins de 18 ans ne peut être classée DATR. · Cat. B – Non Directement Affectés à des Travaux sous Rayonnements (NDATR), personnes dont les conditions habituelles de travail sont telles qu'elles ne peuvent normalement pas entraîner le dépassement de 3/10ème d'une des limites annuelles d'exposition. La réglementation prévoit que tout travailleur intervenant en zone contrôlée doit disposer d'une mesure individuelle de l'exposition relevée chaque mois en Cat. A et chaque trimestre en Cat. B. Le plus courant des dosimètres est le film photographique porté sur la poitrine. Comportant différents écrans il permet de connaître la dose cumulée à la peau et en profondeur. Le résultat n'est connu qu'après développement au bout d'un mois. Des films "poignet" sont également employés. Pour toute opération présentant un risque d'exposition externe identifié, les travailleurs disposent : · soit d'un stylo dosimètre (équivalent à une chambre d'ionisation) qui peut être consulté à tout moment et dont les indications sont relevées régulièrement, · soit des détecteurs électroniques à alarme et/ou à affichage digital (MGPI, Saphymo, etc.), · ou encore, en fonction de risques bien identifiés, des pastilles de semi-conducteur de petite taille, placées à des endroits précis (doigt, front, plante des pieds, etc.), · enfin, la ceinture de criticité est délivrée aux travailleurs dans le cas de risque d'un tel accident. Voir illustration 1 ☛ 3.7. Suivi medical et dosimétrique des travailleurs Les agents classés DATR doivent : · disposer d'une attestation médicale spécifiant qu'ils ne présentent pas d'inaptitudes, · faire l'objet d'une surveillance individuelle des expositions, les données les concernant doivent être conservées au moins durant 30 ans après la période d'exposition, · se soumettre aux examens médicaux périodiques (typiquement 2 par an), · se soumettre à un examen médical exceptionnel suite à une exposition exceptionnelle et obtenir la confirmation de leur aptitude.
Afin de prévenir toute exposition inutile, la réglementation (arrêté du 07/07/77) impose la classification des locaux où peuvent intervenir des travailleurs, en fonction des débits d'équivalent de dose liés à l'irradiation externe.
Les voies d'accès aux différentes zones d'un Etablissement doivent être balisées de façon à ce que les travailleurs soient informés des risques qu'ils encourent en pénétrant dans les locaux classés. Voir illustration 2 ☛ La pénétration en zone contrôlée nécessite de la part du personnel qu'il se soumette à un certain nombre de consignes de radioprotection définies dans les Règles Fondamentales de Sûreté (RFS) de l'Etablissement : · disposer d'un badge d'accès justifiant de son habilitation d'agent DATR, · porter la tenue adéquate en fonction du type de risque, · porter le dosimètre individuel correspondant, · être chargé d'une tâche précise dans la zone concernée, conformément aux Règles Générales d'Exploitation (RGE) et aux procédures d'intervention, · intervenir en équipe (au moins à deux) et sous le contrôle d'un responsable.
Les sources à l'origine des expositions des travailleurs sont très diverses, comprenant, sans vouloir être exhaustif : · les générateurs électriques (rayons X, appareils de radiographie ou de radiologie industrielle), · substances radiologiques confinées de façon étanche (sources scellées), · substances non confinées (sources non scellées), · irradiateurs (accélérateurs de particules ou substances radioactives émettrices de rayons g - 60Co) · conteneurs de substances radioactives pour leur transport ou leur stockage, · etc. L'addition de substances radioactives dans la fabrication des denrées alimentaires, des produits cosmétiques et des produits à usage domestique ainsi que dans la fabrication des jouets est interdite. L'organisme de radioprotection assiste l'exploitant pour définir la protection des travailleurs, la mettre en place, veiller à sa mise à jour et contrôler son efficacité, elle repose sur : · La distance – les substances radioactives émettent leurs rayonnements dans toutes les directions d'une sphère, dont elles sont le centre. En conséquence, une surface définie voit le champ de rayonnement qui l'atteint décroître selon le carré de la distance qui la sépare du point d'émission. · La durée d'exposition – elle est réduite considérablement par une préparation minutieuse des gestes à accomplir et une parfaite coordination des intervenants. Un entraînement sur maquette est souvent pratiqué. · Les écrans – ils absorbent tout ou partie des rayonnements : une feuille de papier stoppe les alpha, une feuille d'aluminium les béta, les gamma sont réduits de 90 % par 2 à 3 cm de plomb selon leur énergie. Les substances les plus radioactives sont regroupées au sein de "cellules chaudes" derrière des murs en plomb et des hublots en verre au plomb. · Le confinement – qu'il s'agisse de pulvérulent (avec risque d'aérosols), de liquide ou de gaz, la protection repose sur leur confinement statique (boîte de "conserve" scellée ou enceinte étanche) ou dynamique (mise en dépression du poste de travail par une ventilation avec filtration). L'ensemble des locaux est conditionné en dépression par une ventilation qui maintient les zones exemptes de tout risque et accessibles aux travailleurs, l'air est évacué par une cheminée après passage sur des filtres "absolus" et une mesure de contrôle permanente. · Les équipements – les postes de travail sont équipés de dispositifs de protection : télémanipulateurs, système de transfert mécanique, etc. · La protection individuelle – pour pénétrer en zone contrôlée, les intervenants abandonnent leur vêtements personnels pour revêtir une tenue de travail ; en fonction de leurs activités, ces tenues sont adaptées à la nature des risques encourus : tenues d'isolement ou étanches avec bottes, surbottes, gants (souvent plusieurs paires selon les risques), combinaison, couvre-tête, masque, scaphandre étanche, etc. · La surveillance – le fonctionnement de l'ensemble de l'installation est maintenu sous la surveillance des dispositifs de contrôle dont les informations sont regroupées dans la Salle de Commande. Les agents de radioprotection effectuent une surveillance directe aux points sensibles de l'installation. · L'intervention – une équipe, particulièrement entraînée, est constamment prête à intervenir en cas d'incident ou d'accident. Elle comprend, outre des agents de radioprotection, des pompiers, des sauveteurs, des agents habilités à effectuer les consignations (électricité, circuits de contrôle/commande, fluide, ventilation, etc.). Au-delà du balisage des zones contrôlées et des locaux à risque, chaque constituant d'un procédé de production mis en œuvre dans une installation (broyeur, malaxeur, cuve, boîte à gant, tuyauterie, système de transfert, conteneur, etc.) reçoit un panneau informant le personnel de la nature physico-chimique et radiologique des produits contenus ainsi que des risques spécifiques (irradiation, contamination, explosibilité, inflammabilité, volatilité, etc.). Il en est de même pour les composants en cours de maintenance (consignation, sous ou hors tension, vanne ouverte ou fermée, etc.). 5.4. Traçabilité Conformément aux Règles Générales d'Exploitation
(RGE) et aux Règles Fondamentales de Sûreté (RFS) chaque intervention,
selon le principe de traçabilité, fait l'objet d'un "bon
de travail" validé par chacun des responsables concernés
de l'Installation. Le résultat de l'intervention est à son tour
enregistré et diffusé aux responsables, avec la mention des
anomalies et des incidents éventuels.
Quelles que soient les précautions prises à la conception, la réalisation et l'exploitation des installations, un écart de fonctionnement est toujours possible. Ces dysfonctionnements peuvent être provoqués par une imprévision, une évolution du procédé, le défaut ou la panne d'un équipement, mais aussi parfois par la répétition des gestes, l'habitude ou la routine… c'est le "facteur humain". L'exploitant prend toutes sortes de précautions pour prévenir ces dysfonctionnements en mettant en oeuvre de nombreux contrôles : mesures de température, de débit, de niveaux, etc. la radioprotection vient compléter ces dispositions. Selon la réglementation, tout employeur est chargé de faire procéder régulièrement aux : · contrôles des sources et de leurs appareils de protection, · contrôles d'ambiance, · contrôles des travailleurs exposés. Les appareils de mesures doivent être en bon état et être étalonnés régulièrement. Les résultats des contrôles sont consignés dans les journaux de l'installation et tenus à la disposition de l'Inspection du Travail, des inspecteurs de l'IRSN et du CHSCT. Ils peuvent être : · en ligne, constamment disponibles et enregistrés à la Salle de Commande, · ponctuels, effectués par un agent de radioprotection ou un opérateur, · différés, prélèvements envoyés en laboratoire pour analyse, Dans ces deux derniers cas les résultats sont consignés sur des fiches d'intervention ou d'analyse. · Irradiation : il s'agit de mesures des X ou des gamma, à l'aide de chambre d'ionisation ou de scintillateurs de grandes dimensions, destinés à surveiller les concentrations de radionucléides ou leur mouvements dans les locaux surveillés, notamment le mouvement des conteneurs. · Gaz et aérosols : la surveillance d'une éventuelle contamination de l'atmosphère (perte d'étanchéité d'une cellule chaude, fuite de tuyauterie, etc.) est effectuée en ligne à l'aide de chambre à circulation et de filtre déroulant (Babars) ou bien encore de façon différée par prélèvement sur filtre fixe ou barbotage dans un liquide approprié (photo scintillateur). · Contamination de surface : elle est contrôlée ponctuellement à l'aide de détecteurs plans déplacés au-dessus des surfaces suspectes ou à l'aide de frottis (frottement d'une surface par un tampon de coton) transmis au laboratoire. 6.3. Contrôles de sortie de zône contrôlées et de site Chaque agent sortant de zone balisée se contrôle sur des appareils adaptés au type de risque : mains et pieds en montant sur une borne ou corps entier en passant sous un portique ou encore à l'aide d'une sonde manuelle. En cas de détection, le point de contamination est recherché et isolé (pause d'un adhésif), l'agent quitte sa tenue d'intervention et se contrôle à nouveau. Si la détection de contamination persiste, l'agent passe à la douche ou est dirigé vers le service médical pour y être soigneusement décontaminé. Tous les objets, outils, appareils de mesure portables, etc. sont contrôlés de la même façon. A titre préventif, aucun objet, aucune matière consommable ne doivent être introduits en zone balisée et tout particulièrement les notices, rechanges, etc. et encore moins les emballages. Tous les conteneurs, les emballages ou les fûts de déchets sont contrôlés avant d'être chargés. Les véhicules de transport (par rail ou route) le sont à leur tour une fois chargés. Ces contrôles sont effectués à l'aide de portiques ou de sondes manuelles. Les portes de sortie du site, pour le personnel et les véhicules, sont équipées de détecteurs. 6.4. Contrôles de la ventilation Derrière le contrôle atmosphérique en zone balisée, la ventilation est surveillée de deux façons : par la mesure de la radioactivité s'accumulant sur les filtres "absolus" avant rejet à l'atmosphère et par prélèvement sur filtre déroulant, filtre fixe et chambre à circulation. 6.5. Contrôles des effluents liquides Les effluents liquides sont regroupés dans des cuves et contrôlés par prélèvement avant rejet à l'égout, en rivière ou en mer. Le débit de rejet est réglé de façon à respecter les limites fixées dans l'autorisation de rejet dont bénéficie l'installation. 6.6. Contrôles de l'environnement Après avoir fait l'objet d'une surveillance au point de rejet (cheminée, exutoire des effluents liquides) les rejets sont contrôlés dans l'environnement, jusqu'à plusieurs kilomètres de l'installation : · surveillance atmosphérique : des stations de mesure sont réparties autour du site à surveiller et en particulier sous les vents dominants. Les contrôles comportent des filtres déroulant dont les résultats peuvent être transmis par radio à la Salle de Commande du site, des filtres fixes relevés régulièrement (semaine, mois) des prélèvements d'eau de pluie dans des bidons sous un pluviomètre. Ce réseau est complété par des véhicules, équipés de détecteurs et de prélèvements sur filtre, afin de boucler la zone surveillée et éventuellement de suivre l'impact d'un panache à partir de la cheminée de rejet. · surveillance du réseau hydraulique : une station de mesure en aval du point de rejet permet d'effectuer des contrôles continus à l'aide d'une sonde immergée ou d'un dépôt sur filtre déroulant ou fixe, des prélèvements réguliers sont analysés en laboratoire. Un réseau de piézomètres (forages) permet d'effectuer des prélèvements dans la nappe phréatique et de vérifier l'absence d'infiltration d'effluents. · surveillance du biotope : des prélèvements dans la faune et la flore ainsi que de terre, de vase, etc. permettent de vérifier de façon continue l'absence d'impact radiologique de l'installation sur son environnement. ************* |
