Le cadre général de la législation et de la réglementation des activités nucléaires

Le référentiel international pour la radioprotection

Le cadre juridique propre à la radioprotection trouve sa source dans des normes, standards ou recommandations établis par différents organismes internationaux. Peuvent être citées, en particulier :

• la Commission internationale de protection radiologique (CIPR), organisation non gouvernementale composée d’experts internationaux de diverses disciplines, qui publie des recommandations sur la protection des travailleurs, de la population et des patients contre les rayonnements ionisants, en s’appuyant sur l’analyse des connaissances scientifiques et techniques disponibles et notamment celles publiées par le Comité scientifique des Nations unies pour l’étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR, United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation). Les dernières recommandations générales de la CIPR ont été publiées en 2007 dans sa publication n° 103 ;
• l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA), qui publie et révise régulièrement des « standards » dans les domaines de la sûreté nucléaire et de la radioprotection. Les exigences de base en matière de protection contre les rayonnements ionisants et de sûreté des sources de rayonnements, fondées sur les dernières recommandations de la CIPR (publication 103) ont été publiées en juillet 2014 ;
• l’Organisation internationale de normalisation (ISO, International Standard Organisation) qui publie des normes techniques internationales présentant un caractère de référence dans le domaine de la radioprotection ;à l’échelle européenne, le Traité Euratom, plus particulièrement les articles 30 à 33, définit les modalités d’élaboration des dispositions communautaires relatives à la protection contre les rayonnements ionisants et précise les pouvoirs et obligations de la Commission européenne en ce qui concerne leurs modalités d’application. Les directives Euratom correspondantes s’imposent, après transposition dans le droit national, aux différents pays. La directive 2013/59/Euratom du Conseil du 5 décembre 2013 fixant les normes de base relatives à la protection sanitaire contre les dangers résultant de l’exposition aux rayonnements ionisants et publiée au Journal officiel de l’Union européenne (JOUE) le 17 janvier 2014, est le fondement de la réglementation française en matière de radioprotection tant pour ce qui concerne la protection du public, que la protection des travailleurs et des personnes exposées dans un cadre médical.

Le cadre juridique applicable au contrôle des activités nucléaires en France

Le cadre juridique des activités nucléaires en France, qui avait fait l’objet de profondes refontes depuis 2000, a été mis à jour avec la transposition de la directive 2013/59/Euratom du 5 décembre 2013. La transposition de cette directive est assurée principalement en France par l’ordonnance n° 2016-128 du 10 février 2016 portant diverses dispositions en matière nucléaire prévue à l’article 128 de la loi n° 2015-992  du 17 août 2015 relative à la transition énergétique  pour la croissance verte (loi TECV) et par les décrets  n°2018-434 du 4 juin 2018 portant diverses dispositions en matière nucléaire et n°2018-437 du 4 juin 2018 relatif à la protection des travailleurs contre  les risques dus aux rayonnements ionisants.

Au niveau législatif, l’ordonnance du 10 février 2016 a permis en particulier une nouvelle écriture des dispositions législatives du chapitre III du titre III du livre III de la première partie du code de la santé publique relative aux rayonnements ionisants (articles L. 1333-1 et suivant), tout en conservant l’essentiel des principes et exigences existantes. Au niveau réglementaire, les décrets du 4 juin 2018 modifient le code du travail, le code de la santé publique, le code de l’environnement, le code de la défense et le code de la sécurité publique.

Le code de la santé publique

L’article L. 1333-1 du code de la santé publique définit les activités nucléaires comme les activités comportant un risque d’exposition des personnes aux rayonnements ionisants lié à la mise en œuvre soit d’une source artificielle, qu’il s’agisse de substances ou de dispositifs, soit d’une source naturelle, qu’il s’agisse de substances radioactives naturelles ou de matériaux contenant des radionucléides naturels. Elles incluent également les actions mises en œuvre pour protéger les personnes vis-à-vis d’un risque consécutif à une contamination radioactive de l’environnement ou de produits provenant de zones contaminées ou fabriqués à partir de matériaux contaminés.

Le code de la santé publique définit, dans son article L. ­1333-2, les principes généraux de la radioprotection (justification, optimisation et limitation). Ces principes, décrits au point 2, orientent l’action réglementaire dont L’Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ex-ASN) a la responsabilité.

Le champ d’application du chapitre III du titre III du livre III de la première partie du code de la santé publique relatif aux rayonnements ionisants couvre les actions nécessaires pour prévenir ou réduire les risques dans différentes situations d’exposition radiologique : outre les actions mises en œuvre pour protéger les personnes vis-à-vis d’un risque consécutif à une contamination radioactive de l’environnement ou de produits provenant de zones contaminées ou fabriqués à partir de matériaux contaminés, sont également concernées les actions mises en œuvre en cas de situation d’urgence radiologique et en cas d’exposition à une source naturelle de rayonnement ionisant et notamment le radon. Les décisions d’engager ces actions doivent être justifiées. Elles doivent ainsi présenter plus d’avantages que de risques, et le principe d’optimisation leur est applicable.

Afin de tenir compte du principe d’approche graduée des risques, le régime administratif a évolué avec l’introduction, en plus des procédures de déclaration et d’autorisation existantes, d’une procédure d’autorisation simplifiée intermédiaire, dénommée procédure d’enregistrement. La décision n° 2018-DC-0649 de l’ASNR du 18 octobre 2018 définissant la liste des activités nucléaires soumises au régime de déclaration et les informations qui doivent être mentionnées dans ces déclarations, a mis à jour le régime existant de la déclaration. La décision n° 2021-DC-0703 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 4 février 2021 établissant la liste des activités nucléaires mettant en œuvre des sources de rayonnements ionisants à des fins industrielle, vétérinaire ou de recherche (hors recherche impliquant la personne humaine) soumises au régime d’enregistrement, et les prescriptions applicables à ces activités et la Décision n° 2021-DC-0704 de l'Autorité de sûreté nucléaire du 4 février 2021 établissant la liste des activités à finalité médicale utilisant des dispositifs médicaux émetteurs de rayonnements ionisants soumises au régime d'enregistrement et les prescriptions relatives à ces activités sont entrées en vigueur le 1er juillet 2021. Une autre décision technique de l’ASNR, viendra mettre à jour le régime existant d’autorisation.

Un article spécifique (L. 1333-7) définissant les intérêts protégés a été ajouté. Ces intérêts visent « la protection de la santé publique, de la salubrité et de la sécurité publiques, ainsi que de l’environnement, contre les risques ou inconvénients résultant des rayonnements ionisants ». Les risques à prendre en compte sont non seulement ceux liés à l’exercice de l’activité nucléaire, mais également désormais ceux liés à des actes de malveillance, et ce, dès la mise en place de l’activité jusqu’à sa cessation.

Le code de la santé publique institue également l’inspection de la radioprotection, composée et animée par l’ASNR, chargée de contrôler l’application de ses dispositions en matière de radioprotection. Le code définit par ailleurs un dispositif de sanctions administratives et pénales. Ce dispositif a été renforcé, par l’ordonnance du 10 février 2016, par l’instauration d’un système complet de contrôle, de mesures de police et de sanctions, administratives et pénales, exercé principalement par l’ASNR et les inspecteurs de la radioprotection, par renvoi à celui figurant au chapitre Ier du titre VII du livre Ier du code de l’environnement.

Le code de l’environnement

Le code de l’environnement (article L. 591-1) définit les principales notions. La sécurité nucléaire comprend la sûreté nucléaire, la radioprotection, la prévention et la lutte contre les actes de malveillance ainsi que les actions de sécurité civile en cas d’accident. L’  expression « sécurité nucléaire » reste cependant encore, dans certains textes, limitée à la prévention des actes de malveillance et à la lutte contre ceux-ci.

La sûreté nucléaire est « l’ensemble des dispositions techniques et des mesures d’organisation relatives à la conception, à la construction, au fonctionnement, à l’arrêt et au démantèlement des INB ainsi qu’au transport des substances radioactives, prises en vue de prévenir les accidents ou d’en limiter les effets ».

La radioprotection est « la protection contre les rayonnements ionisants, c’est-à-dire l’ensemble des règles, des procédures et des moyens de prévention et de surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisants produits sur les personnes, directement ou indirectement, y compris par les atteintes portées à l’environnement ».

L’article L. 593-42 du code de l’environnement précise que « Les règles générales, prescriptions et mesures prises en application du présent chapitre et des chapitres V et VI pour la protection de la santé publique, lorsqu’elles concernent la radioprotection des travailleurs, portent sur les mesures de protection collectives qui relèvent de la responsabilité de l’exploitant et de nature à assurer le respect des principes de radioprotection définis à l’article L. 1333-2 du code de la santé publique. Elles s’appliquent aux phases de conception, d’exploitation et de démantèlement de l’installation et sont sans préjudice des obligations incombant à l’employeur en application des articles L. 4121-1 et suivants du code du travail. »

La transparence en matière nucléaire est « l’ensemble des dispositions prises pour garantir le droit du public à une information fiable et accessible en matière de sécurité nucléaire telle que définie à l’article L. 591-1 ».

L’article L. 591-2 du code de l’environnement énonce le rôle de l’État en matière de sécurité nucléaire, et dispose qu’il définit la réglementation en matière de sécurité nucléaire et met en œuvre les contrôles nécessaires à son application.

Cet article précise que l’État « veille à ce que la réglementation en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection, et son contrôle, soient évalués et améliorés, le cas échéant, en tenant compte de l’expérience acquise dans le cadre de l’exploitation, des enseignements tirés des analyses de sûreté nucléaire effectuées pour des installations nucléaires en exploitation, de l’évolution de la technologie et des résultats de la recherche en matière de sûreté nucléaire, si ceux-ci sont disponibles et pertinents ». Conformément à l’article L. 125-13 du code de l’environnement, « l’État veille à l’information du public en matière de risques liés aux activités nucléaires définies au premier alinéa de l’article L. 1333-1 du code de la santé publique et à leur impact sur la santé et la sécurité des personnes ainsi que sur l’environnement ».
Les principes généraux applicables aux activités nucléaires sont mentionnés successivement aux articles L. 591-3 et L. 591-4 du code de l’environnement.

Le chapitre II du titre IX du livre V du code de l’environnement institue l’ASNR, en définit la mission générale et les attributions et en précise la composition et le fonctionnement.

Le chapitre V du titre II du livre Ier du code de l’environnement traite de l’information du public en matière de sécurité nucléaire.

Les autres codes ou lois contenant des dispositions spécifiques aux activités nucléaires

Le code du travail définit des dispositions spécifiques pour la protection des travailleurs, salariés ou non, exposés aux rayonnements ionisants.

Le chapitre II du titre IV du livre V du code de l’environnement fixe le cadre de la gestion des matières et déchets radioactifs. Il impose aux exploitants d’INB de provisionner des charges de gestion de leurs déchets et combustibles usés et de démantèlement de leurs installations.

Enfin, le code de la défense contient diverses dispositions relatives à la protection contre la malveillance dans le domaine nucléaire ou au contrôle des activités et installations nucléaires intéressant la défense.

Les autres réglementations concernant  les activités nucléaires

Les activités nucléaires sont soumises, pour certaines d’entre elles, à diverses règles ayant le même objectif de protection des personnes et de l’environnement que les réglementations mentionnées ci-dessus mais avec un champ d’application ne se limitant pas au nucléaire ; il s’agit par exemple des conventions internationales, des dispositions européennes ou inscrites dans le code de l’environnement en matière d’évaluation de l’impact, d’information et de consultation du public, ou de la réglementation relative au transport de matières dangereuses ou de celle des équipements sous pression.

Signée le 25 juin 1998 à Aarhus (Danemark), la ­Convention sur l’accès à l’information, la participation du public au processus décisionnel et l’accès à la justice en matière d’environnement (Convention d’Aarhus), a été ratifiée par la France le 8 juillet 2002 et est entrée en vigueur en France le 6 octobre 2002. Avec l’objectif de contribuer à protéger le droit de vivre dans un environnement propre à assurer la santé et le bien-être, les États signataires garantissent des droits d’accès à l’information sur l’environnement, de participation du public au processus décisionnel et d’accès à la justice en matière d’environnement.

S’inscrivant dans la ligne de la Convention d’Aarhus, l’article 7 de la Charte de l’environnement dispose que « toute personne a le droit, dans les conditions et les limites définies par la loi, […] de participer à l’élaboration des décisions publiques ayant une incidence sur l’environnement ». La plupart des décisions prises par l’ASNR, qu’elles soient de nature réglementaire ou individuelle, constituent de telles décisions.

Les articles L. 123-19-1 et L. 123-19-2 du code de l’environnement fixent les conditions et limites de mise en œuvre du principe de participation du public pour les décisions réglementaires et individuelles ayant une incidence sur l’environnement. Dans les deux cas, il s’agit de procédures de participation du public « subsidiaires », c’est-à-dire de procédures qui sont applicables dans le cas où les textes spécifiques ne prévoient pas une procédure particulière.

Pour les décisions réglementaires ayant une incidence directe et significative sur l’environnement, l’article L. 123-19-1 du code de l’environnement dispose que le projet de décision est mis à la disposition du public par voie électronique pendant une durée qui ne peut être inférieure à 21 jours, sauf urgence tenant à la protection de l’environnement, de la santé publique ou de l’ordre public.

Pour les décisions individuelles ayant une incidence directe et significative sur l’environnement, l’article L. 123-19-2 du code de l’environnement dispose que le projet de décision – ou, lorsque la décision est prise sur la base d’une demande –, le dossier correspondant soit mis à la disposition du public par voie électronique pendant une durée qui ne peut être inférieure à 15 jours, sauf urgence tenant à la protection de l’environnement, de la santé publique ou de l’ordre public.

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La loi n° 2015-992 du 17 août 2015 relative à la transition énergétique pour la croissance verte (loi TECV) comporte  un titre consacré au nucléaire (titre VI intitulé « Renforcer  la sûreté nucléaire et l’information des citoyens ») et  des dispositions dans le titre VIII relatives à l’organisation  du contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection.

Les dispositions à retenir portent sur :

Le renforcement de la transparence  et de l’information des citoyens

Renforcement et extension des missions des commissions locales d’information (CLI)

Il est ainsi prévu (articles L. 125-17 à L. 125-26 du code  de l’environnement) :

• l’organisation annuelle par la CLI d’une réunion publique ouverte à tous ;
• la possibilité offerte à la CLI de se saisir de tout  sujet relevant de ses compétences (suivi, information  et concertation en matière de sûreté nucléaire,  de radioprotection et d’impact des activités nucléaires  sur les personnes et sur l’environnement) ;
• la possibilité ouverte au président de la CLI de demander  à l’exploitant (qui ne peut refuser) d’organiser des visites des installations nucléaires ;
• la possibilité pour le président de la CLI de demander à l’exploitant (qui ne peut refuser sous réserve de l’appréciation de la « restauration des conditions normales de sécurité ») d’organiser des visites d’installations  « à froid » après un incident de niveau supérieur ou égal  à 1 sur l’échelle INES ;
• la consultation obligatoire de la CLI sur les modifications des plans particuliers d’intervention (PPI) ;
• la consultation obligatoire de la CLI sur les actions d’information des personnes résidant dans le périmètre d’un PPI ;
• dans le cas des sites localisés dans un département frontalier, l’ouverture de la composition de la CLI  à des membres des États voisins.

Renforcement de certaines procédures d’information

• avec le principe d’information régulière, au frais  de l’exploitant, des personnes résidant dans le périmètre d’un PPI (sur la nature des risques d’accident et les conséquences envisagées, sur les mesures de sécurité  et la conduite à tenir en application de ce plan)  (article L. 125-16-1 du code de l’environnement) ;
• avec la réalisation d’une enquête publique sur les dispositions proposées par l’exploitant lors du réexamen périodique des réacteurs électronucléaires au-delà  de la 35e année de fonctionnement (article L. 593-19  du code de l’environnement).

Le confortement du régime des INB

L’encadrement du recours à la sous-traitance

• le nouvel article L. 593-6-1 du code de l’environnement conforte l’interdiction faite à l’exploitant de déléguer la surveillance des intervenants extérieurs réalisant une activité importante pour la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement ; cette interdiction qui figure dans l’arrêté du 7 février 2012  fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base a désormais valeur législative ;
• ce même article ouvre la possibilité qu’un décret  en Conseil d’État encadre ou limite le recours à  des prestataires ou à la sous-traitance pour la réalisation  de certaines activités importantes pour la protection  des intérêts (voir « Comprendre » L’encadrement réglementaire de la sous-traitance.

L’évolution du régime d’autorisation des INB

• les articles L. 593-14 et L. 593-15 du code de l’environnement reprennent la terminologie du régime  des modifications des installations classées pour  la protection de l’environnement (ICPE) ;
• les modifications « substantielles » (auparavant dénommées modifications « notables ») correspondent  aux modifications nécessitant une nouvelle procédure complète d’autorisation avec enquête publique (article L. 593-14 du code de l’environnement) ;
• les modifications « notables » correspondent désormais aux modifications ayant un impact plus limité sur la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement. L’article L. 593-15 du même code prévoit que les modifications « notables » sont soumises, « en fonction de leur importance », à autorisation par l’ASNR ou à déclaration auprès de cette autorité et que ces modifications « notables » « peuvent être soumises à consultation du public ».

La rénovation du régime de la mise à l’arrêt définitif  et du démantèlement des INB

• le principe du démantèlement immédiat est inscrit dans  la loi (article L. 593-25) ;
• la loi distingue l’arrêt définitif d’une INB du démantèlement de cette installation ;
• l’arrêt définitif d’une INB relève de la responsabilité de l’exploitant qui doit en déclarer la date au ministre chargé de la sûreté nucléaire et à l’ASNR au plus tard deux ans (ou durée plus courte sur justifications) avant l’arrêt définitif. À compter de cette date, l’installation est considérée comme étant  à l’arrêt définitif et doit être démantelée (article L. 593-26) ;
• le démantèlement (délai et modalités) est prescrit par décret (article L. 593-28) ;
• une installation ayant cessé de fonctionner pendant deux années consécutives est considérée comme définitivement arrêtée (article L. 593-24).

La clarification de l’organisation du contrôle  de la sûreté nucléaire et de la radioprotection  par l’ASNR et l’IRSN

La loi inscrit l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) dans le code de l’environnement (articles L. 592-45 à L. 592-49). Elle clarifie l’organisation  du contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection entre l’ASNR et l’IRSN.

La loi confie à l’IRSN « des missions de recherche et d’expertise dans le domaine de la sécurité nucléaire définie à l’article L. 591-1 du code de l’environnement », comprenant donc la sûreté nucléaire, la radioprotection, la prévention et la lutte contre les actes de malveillance ainsi que des actions de sécurité civile en cas d’accident.

La loi prévoit que l’ASNR s’appuie sur des expertises de l’IRSN pour assurer ses missions de contrôle de la sûreté nucléaire et de radioprotection. Afin de garantir l’adéquation de la capacité d’expertise de l’IRSN avec les besoins de l’ASNR, la loi prévoit que cette dernière oriente la programmation stratégique de l’IRSN relative à cet appui technique  et que son président est membre du conseil d’administration de l’institut.

L’article L. 592-47 du code de l’environnement introduit  le principe d’une publication, « lorsqu’ils ne relèvent pas de la défense nationale »,  des avis rendus par l’IRSN « sur saisine d'une autorité publique ou de l'Autorité de sûreté nucléaire, en concertation avec l'autorité concernée ».

L’entrée en vigueur « par anticipation » dans  le droit français des protocoles signés le 12 février 2004 qui ont renforcé les conventions de Paris du 29 juillet 1960 et de Bruxelles du 31 janvier 1963 relatives à la responsabilité civile dans le domaine de l’énergie nucléaire

En modifiant les articles L. 597-2 et suivants du code de l’environnement, la loi du 17 août 2015 renforce la responsabilité civile des exploitants en cas de dommages liés à une activité nucléaire. Sans attendre l’entrée en vigueur des protocoles de 2004 conditionnée à leur ratification par tous les États de l’Union européenne, cette modification rend applicables certaines dispositions des protocoles de 2004 en réévaluant sensiblement les plafonds de responsabilité, qui sont portés de 23 M€ à 70 M€ pour les « installations à risque réduit » et de 91,50 M€ à 700 M€ pour les autres installations. Par ailleurs, la loi étend son champ d’application à de nouvelles catégories d’installations  (par exemple certaines ICPE).

L’articulation du régime des INB  avec le code de l’énergie

L’exploitation de toute installation de production d’électricité requiert une autorisation au titre du code de l’énergie.  Pour les installations nucléaires produisant de l’électricité, cette autorisation est obtenue de manière indépendante  de l’autorisation de mise en service accordée par l’ASNR  en application du code de l’environnement.

La capacité de production d’électricité d’origine nucléaire étant plafonnée à 63,2 gigawatts (GW) par la loi (article L. 311-5-6 du code de l’énergie), l’article L. 311-5-5 de ce même code prévoit l’impossibilité de délivrer une autorisation d’exploiter au titre du code de l’énergie lorsqu’elle aurait pour effet de dépasser ce plafond.

Le plafond de 63,2 GW correspondant à la puissance installée en France, la mise en service de nouveaux réacteurs électronucléaires conduira ainsi à l’abrogation  de l’autorisation de production de réacteurs existants à due concurrence de la puissance du nouveau réacteur.

L’abrogation de l’autorisation d’exploiter conduira  à l’arrêt de fonctionnement de l’installation et, au plus tard,  à l’issue d’un délai de deux ans, à son arrêt définitif  en application des articles L. 593-24 et suivants du code  de l’environnement.

Le même article L. 311-5-6 du code de l’énergie prévoit par ailleurs que, lorsqu’une installation de production d’électricité est soumise au régime des INB, la demande d’autorisation d’exploiter au titre du code de l’énergie doit être déposée au plus tard 18 mois avant sa mise en service (au sens de l’article L.593-11 du code de l’environnement) et, en tout état de cause, au plus tard 18 mois avant la date pour la mise en service mentionnée dans son décret d’autorisation de création.

Le code du travail contient diverses dispositions spécifiques à la protection des travailleurs, salariés ou non, exposés à des rayonnements ionisants (titre V du livre IV de la IVe partie) qui complètent les principes généraux de prévention. Il établit un lien avec les trois principes de radioprotection figurant dans le code de la santé publique.

La partie législative n’a été que peu affectée par la transposition de la directive 2013/59/Euratom. Elle introduit toutefois une exigence nouvelle afin que les autorisations délivrées par l’ASNR au titre des régimes INB et du code de la santé publique soient instruites sur la base d’ informations relatives à l’exposition professionnelle, rendant ainsi nécessaire de clarifier les responsabilités de l’employeur et celles du responsable d’une activité nucléaire en la matière. Les articles L. 1333-27 du code de la santé publique et l’article L. 593-42 du code de l’environnement ont ainsi été introduits. Ils précisent que les règles générales, prescriptions, moyens et mesures visant la protection de la santé des travailleurs vis-à-vis des rayonnements ionisants, pris en application des régimes du code de la santé publique et du cadre juridique applicable aux INB, portent sur les mesures de protection collective qui incombent au responsable d’une activité nucléaire et de nature à assurer le respect des principes de radioprotection définis à l’article L. 1333-2 du code de la santé publique. Ces mesures concernent les phases de conception, d’exploitation et de démantèlement de l’installation et sont sans préjudice des obligations incombant à l’employeur en application des articles L. 4121-1 et suivants du code du travail.

La partie réglementaire a été entièrement revue (articles R. 4451-1 et suivants) avec la publication du décret n°2018-437 du 4 juin 2018 relatif à la protection des travailleurs contre  les risques dus aux rayonnements ionisants (modifiée par le décret n° 2021-1091 du 18 août 2021 relatif à la protection des travailleurs contre les risques dus aux rayonnements ionisants et non ionisants).

Les articles R. 4451-1 et suivants du code du travail créent un régime unique de radioprotection pour l’ensemble des travailleurs (salariés ou non) susceptibles d’être exposés aux rayonnements ionisants dans le cadre de leur activité professionnelle. Les dispositions de ce chapitre du code du travail ne se limitent pas à la transposition des nouvelles dispositions de la directive du 5 décembre 2013 mais proposent également une refonte des dispositions qui existaient et qui visent à une meilleure efficience. Les exigences sont ainsi mieux graduées en fonction des risques encourus par les travailleurs mais permettent également de rapprocher la démarche applicable au risque « rayonnements ionisants » avec celle suivie pour les autres risques. Les principales évolutions sont décrites ci-après.

L’instruction n° DGT/ASN/2018/229 du 2 octobre 2018 relative à la prévention des risques d’exposition aux rayonnements ionisants a précisé les conditions d’application du chapitre Ier du titre V du livre IV de la quatrième partie du code du travail.

Les limites réglementaires (R.4451-6)

Elles sont fixées à l’article R. 4451-6 du code du travail. Le décret n° n°2018-437 du 4 juin 2018 a réduit la limite d’exposition du cristallin à 20 millisieverts (mSv)/an (au lieu de 150 mSv/an) avec toutefois une période transitoire (1er juillet 2018- 30 juin 2023) où la valeur limite d’exposition est fixée à 100 mSv sur cinq ans sans dépasser 50 mSv/an : cette évolution a renforcé la mise en œuvre du principe d’optimisation notamment en milieu médical dans les installations où sont réalisés des actes interventionnels.

Les autres limites ont été maintenues, en particulier :

• la dose annuelle fixée à 20 mSv sur 12 mois consécutifs sauf dans le cas de dérogations accordées pour tenir compte d’expositions exceptionnelles préalablement justifiées (R. 4451-89 et suivants) ou d’expositions professionnelles d’urgence (R.5591-96 et suivants) ;
• la limite de dose pour la femme enceinte ou, plus précisément, pour l’enfant à naître (1 mSv pendant la période allant de la déclaration de grossesse jusqu’à la naissance).

L’évaluation des risques (R.4451-13)

L’évaluation des risques par l’employeur constitue un préalable pour déterminer les mesures et moyens de prévention (mesures collectives et individuelles, zonage…) et les conditions d’emploi des travailleurs (classement, surveillance dosimétrique des travailleurs). Une organisation de la radioprotection est à mettre en place dès lors qu’une zone est délimitée, que des travailleurs sont classés ou dès que des vérifications sont exigées. Il s’agit d’une évolution par rapport à la situation antérieure dans laquelle les travailleurs étaient obligatoirement soumis aux dispositions du code du travail relatives à la radioprotection des travailleurs lorsque l’activité était soumise à un des régimes administratifs applicables aux activités nucléaires.

Le conseiller en radioprotection (R.4451-111 et suivants)

Le dispositif de conseil à l’employeur repose désormais, sur un « conseiller en radioprotection » qui peut être, selon le choix de l’employeur :

• soit la personne compétente en radioprotection (PCR), personne physique qui continuera à bénéficier d’un certificat délivré par un organisme certifié ;
• soit un organisme compétent en radioprotection (OCR) certifié selon un référentiel qui sera fixé par arrêté.

Les missions du conseiller en radioprotection sont étendues aux questions en relation avec la protection de la population et de l’environnement, ce qui fait l’objet de dispositions complémentaires dans le code de la santé publique.

Dans les INB, une organisation basée sur un « pôle de compétences » qui regroupe les compétences et qualifications nécessaires pour exercer le rôle de conseiller en radioprotection se substitue à la PCR ou à l’OCR. Cette organisation interne est soumise à une approbation par l’ASNR dans le cadre des procédures existantes du régime des INB (articles R. 593-112  à R. 593-114 du code de l’environnement). En particulier, la qualification, les compétences et l'expérience professionnelle des personnes constituant les pôles de compétence en radioprotection, les exigences organisationnelles, les modalités et conditions d'approbation des pôles de compétence, ont été définis dans l’arrêté du 28 juin 2021 relatif aux pôles de compétence en radioprotection.

Les modalités de formation et de reconnaissance des conseillers en radioprotection (PCR, OCR, pôles de compétences) ont été définies  dans l’arrêté du 18 décembre 2019 relatif aux modalités de formation de la personne compétente en radioprotection et de certification des organismes de formation et des organismes compétents en radioprotection (modifié par l’arrêté du 12 novembre 2021) et dans l’arrêté du 28 juin 2021 relatif aux pôles de compétence en radioprotection.  

Les zones surveillées et contrôlées (R. 4451-22 et suivants)

Certaines dispositions de l’arrêté du 15 mai 2006 modifié relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées dites zones délimitées compte tenu de l'exposition aux rayonnements ionisants ont été introduites dans la partie réglementaire du code du travail. L’arrêté du 15 mai 2006 a été modifié par l’arrêté du 28 janvier 2020 pour préciser les modalités d’application du code. Le dispositif de zones surveillées ou contrôlées identifiées par une couleur « bleu, vert, jaune, orange et rouge », graduant l’ampleur du risque, est maintenu en fixant dans le code du travail des niveaux de dose efficace auxquels les travailleurs sont susceptibles d’être exposés pour chacune de ces zones :

• les notions de zones réglementées, spécialement réglementées ont été supprimées ;
• un zonage « radon » est mis en place dès lors que la dose est susceptible d’être supérieure à 6 mSv (en tenant compte d’une présence permanente) ;
• un zonage « d’extrémités » est mis en place dès lors que les zones surveillées et contrôlées ne permettent pas de maîtriser l’exposition des extrémités et de garantir le respect des valeurs limites d’exposition.

Les contrôles et vérifications réglementaires (R.4451-40 et suivants)

Les contrôles qui étaient réalisés par les organismes agréés par l’ASNR au titre du code du travail ont été supprimés. Des vérifications initiales, à caractère réglementaire, sont cependant réalisées à la mise en service ou en cas de modification importante par des organismes accrédités.  Elles portent sur certains équipements de travail, sur les lieux de travail et sur les moyens de transport utilisés lors d’opérations d’acheminement de substances radioactives. Les vérifications de certains équipements de travail sont le cas échant renouvelées. Des vérifications périodiques, , sont réalisées par le conseiller en radioprotection ou sous sa supervision.

Les équipements soumis à la vérification initiale et à son renouvellement ainsi que les modalités de réalisation des vérifications, initiales, périodiques et de l’instrumentation de radioprotection ont été définies dans l’arrêté du 23 octobre 2020 relatif aux mesurages réalisés dans le cadre de l'évaluation des risques et aux vérifications de l'efficacité des moyens de prévention mis en place dans le cadre de la protection des travailleurs contre les risques dus aux rayonnements ionisants (modifié par l’arrêté du 12 novembre 2021).

Le radon

Le contrôle des expositions au radon est étendu à tous les activités professionnelles exercées au sous-sol ou au rez-de-chaussée de bâtiments situés dans les zones où l'exposition au radon est susceptible de porter atteinte à la santé des travailleurs et dans certains lieux spécifiques qui ont été définis par l’arrêté du 30 juin 2021 relatif aux lieux de travail spécifiques pouvant exposer des travailleurs au radon. Le niveau de référence pour le radon en milieu de travail est porté à  300 Bq/m3 ( 400 Bq/m3 antérieurement). En cas d’exposition des travailleurs dépassant 6 mSv/an sur la base d’une occupation permanente du travailleur, l’employeur doit mettre en place  un zonage « radon » et une organisation de la radioprotection et faire effectuer des vérifications initiales par un organisme accrédité. Lorsqu’un travailleur est de manière individuelle susceptible d’être exposé à 6 mSv/an, une surveillance dosimétrique individuelle est requise et le travailleur doit bénéficier d’un suivi renforcé de son état de santé et d’une formation adaptée. Les résultats doivent être communiqués à l’IRSN lorsque l’activité volumique en radon dépasse toujours 300 Bq/m3  après mise en place des mesures de prévention.

L’agrément des organismes de dosimétrie

L’agrément des organismes de dosimétrie délivré par l’ASNR a été supprimé au profit d’une accréditation par le Comité français d’accréditation. Le référentiel de l’accréditation a été revu pour intégrer des exigences particulières concernant par exemple la transmission des résultats dosimétriques au système d’information de la surveillance de l’exposition aux rayonnements ionisants (SISERI).

Les travailleurs en situation d’urgence (R. 4451-96 et suivants)

Les dispositions du code de la santé publique ayant trait à la santé et à la sécurité des travailleurs intervenant en situation d’urgence radiologique figurent désormais intégralement dans le code du travail afin de permettre un traitement homogène des dispositions applicables aux travailleurs intervenant en situation d’urgence radiologique, qu’ils agissent sur le site de l’accident, dans le périmètre de l’installation ou à l’extérieur dans les zones où des mesures particulières ont été prises pour protéger les populations. Les deux groupes d’intervenants sont conservés mais redéfinis comme suit :

• la dose efficace susceptible d’être reçue par les personnels du groupe 1 est supérieure à 20 mSv ;
• la dose efficace susceptible d’être reçue par les personnels du groupe 2 est supérieure à 1 mSv.

Outre les mesures particulières de radioprotection prises dans le cadre des autorisations individuelles concernant les activités nucléaires, plusieurs mesures d’ordre général inscrites dans le code de la santé publique concourent à assurer la protection du public contre les dangers des rayonnements ionisants.

La justification

Toute activité nucléaire doit désormais être justifiée (le principe est dans la partie législative du code de la santé publique depuis 2001 mais sa déclinaison à l’ensemble des activités nucléaires n’avait pas fait l’objet de dispositions réglementaires). À cet égard, une classification des activités existantes, par catégorie, considérées comme a priori justifiées est précisée dans l’arrêté du 27 janvier 2021 fixant une liste de catégories d’activités nucléaires dont la justification est considérée comme établie. La démonstration de la justification est imposée à tout responsable d’activité nucléaire et est jointe au dossier de demande d’autorisation. Cette démonstration se réfèrera à l’arrêté cité ci-dessus dès lors que l’activité exercée y est mentionnée.

L’optimisation

Pour les activités nucléaires, la possibilité de fixer une « contrainte de dose » dans le cadre de la mise en œuvre du principe d’optimisation au niveau de la source émettrice est offerte au responsable de l’activité nucléaire et à l’autorité compétente pour assurer la protection de la population et de l’environnement. Cette exigence vient compléter l’obligation de respecter la limite annuelle de 1 mSv/an (qui tient compte des éventuels impacts cumulés de plusieurs activités nucléaires).

Les niveaux de référence

Le concept de niveau de référence a été introduit par l’ordonnance du 10 février 2016. Utilisés dans le cas de situations d’urgence radiologique et post-accidentelles, de situations d’exposition consécutive à une contamination radiologique de l’environnement ou encore de situations d’exposition aux rayonnements naturels (radon par exemple), ces niveaux de référence constituent un « repère » dans la démarche d’optimisation. Ce sont les valeurs les plus élevées de la directive Euratom qui ont été reprises dans le cadre juridique français :

• pour les situations d’urgence et post-accidentelles, 100 mSv pour l’exposition des populations en situation d’urgence radiologique, et 20 mSv la première année pour la gestion de la phase post-accidentelle puis une réduction progressive les années suivantes pour atteindre à terme 1 mSv/an ;
• pour les sites et sols pollués, 1 mSv/an (hors situation post-accidentelle)
• 300 Bq/m3 pour les expositions au radon.

Les limites de dose pour le public

La limite de dose efficace annuelle (article R. 1333-11 du code de la santé publique) reçue par une personne du public du fait des activités nucléaires est fixée à 1 mSv/an ; les limites de doses équivalentes pour le cristallin et pour la peau sont fixées respectivement à 15 mSv/an et à 50 mSv/an. Ces dernières limites n’ont pas été modifiées.

La méthode de calcul des doses efficaces et équivalentes, ainsi que les méthodes utilisées pour estimer l’impact dosimétrique sur une population, sont définies par l’arrêté du 1er septembre 2003. Cet arrêté sera modifié pour tenir compte des publications par la CIPR de nouveaux coefficients de doses (CIPR 134, 137, 141 notamment).

La radioactivité d’origine naturelle

La nouvelle réglementation a renforcé la prise en compte de l’exposition des personnes à la radioactivité d’origine naturelle. À cet effet, la notion de « substances radioactives d’origine naturelle » (SRON) a été introduite. Cette notion couvre toute substance qui contient un ou plusieurs radionucléides dont la concentration en potassium-40 est supérieure à 10 kiloBecquerel (kBq)/kg ou dont les concentrations en uranium-238 ou en thorium-232 et leur filiation radioactive sont supérieures à 1 kBq/kg.

La radioactivité des biens de consommation et des matériaux de construction

L’addition de radionucléides naturels ou artificiels, y compris par activation, en plus de ceux naturellement présents, dans l’ensemble des biens de consommation, les denrées alimentaires et les aliments pour animaux est interdite (article R. 1333-2 du code de la santé publique). Ce principe d’interdiction ne concerne donc pas les radionucléides naturellement présents dans les constituants de départ ou dans les additifs utilisés pour la préparation de denrées alimentaires (par exemple, le potassium-40 dans le lait).

L’addition de radionucléides artificiels et de SRON est également interdite dans les matériaux de construction.

En complément, est également interdite l’utilisation de substances provenant d’une activité nucléaire, lorsque celles-ci sont contaminées ou susceptibles de l’être par des radionucléides, mis en œuvre ou générés par l’activité nucléaire.

Ce régime d’interdiction prévoit cependant des dérogations qui peuvent être accordées par le ministre chargé de la santé, après avis du Haut Conseil de la santé publique et de l’ASNR, sauf en ce qui concerne les denrées alimentaires et matériaux placés à leur contact, les aliments pour animaux, les produits cosmétiques, les jouets et les parures.

L’arrêté interministériel du 5 mai 2009 fixe la composition du dossier de demande de dérogation et les modalités d’information des consommateurs prévues à l’article R. 1333-5 du code de la santé publique.

La radioactivité de l’environnement

Un réseau national de mesures de la radioactivité de l’environnement (RNM) a été constitué en 2002 (article R. 1333-25 du code de la santé publique). Un système centralisé de collecte des mesures a été mis en œuvre en 2009 ; les données recueillies doivent contribuer à l’estimation des doses reçues par la population. Les orientations de ce réseau sont définies par l’ASNR et sa gestion est confiée à l’IRSN (décision n° 2008-DC-0099 du 29 avril 2008 modifiée de l’ASNR portant organisation du réseau national de mesures de la radioactivité de l’environnement et fixant les modalités d’agrément des laboratoires). Afin de garantir la qualité des mesures, les laboratoires membres de ce réseau doivent satisfaire à des critères d’agrément qui comportent notamment la participation à des essais de comparaison interlaboratoires.

La qualité radiologique des eaux destinées à la consommation humaine

En application de l’article R. 1321-3 du code de la santé publique, les eaux destinées à la consommation humaine sont soumises à des contrôles de leur qualité radiologique. Les modalités de ces contrôles sont précisées par l’arrêté du 12 mai 2004 modifié fixant les modalités de contrôle de la qualité radiologique des eaux destinées à la consommation humaine. Ils s’inscrivent dans le cadre du contrôle sanitaire réalisé par les agences régionales de santé. L’arrêté du 11 janvier 2007 modifié relatif aux limites et références de qualité des eaux brutes et des eaux destinées à la consommation humaine introduit quatre indicateurs (activités alpha et bêta globales, tritium et dose indicative) pour la qualité radiologique de ces eaux. Dans le cadre de la transposition de la directive 2013/51/Euratom du Conseil du 22 octobre 2013 qui fixe des exigences pour la protection de la santé de la population en ce qui concerne les substances radioactives dans les eaux destinées à la consommation humaine, l’arrêté du 11 janvier 2007 a été modifié par l’arrêté du 9 décembre 2015 pour introduire une référence de qualité pour le radon dans les eaux souterraines.

L’arrêté du 9 décembre 2015 fixe par ailleurs les modalités de mesure du radon dans les eaux destinées à la consommation humaine, y compris dans les eaux conditionnées à l’exclusion des eaux minérales naturelles, et dans les eaux utilisées dans une entreprise alimentaire ne provenant pas d’une distribution publique, dans le cadre du contrôle sanitaire, pris en application des articles R. ­1321-10, R. ­1321-15 et R. 1321-16 du code de la santé publique. L’arrêté du 19 octobre 2017 relatif aux méthodes d’analyse utilisées dans le cadre du contrôle sanitaire des eaux encadre l’utilisation des méthodes d’analyse et fixe les limites de détection pour les différents paramètres mesurés.

Les indicateurs et les références de qualité associées sont l’activité alpha globale (0,1 Bq/L), l’activité bêta globale résiduelle (1 Bq/L), l’activité du tritium (100 Bq/L) et la dose indicative (0,1 mSv/an). La référence de la qualité pour le radon est de 100 Bq/L.

La circulaire de la Direction générale de la santé du 13 juin 2007, accompagnée des recommandations de l’ASNR, précise la doctrine associée à cette réglementation, notamment lorsque ces valeurs des références sont dépassées. Elle a été complétée en 2018 par la note d’information N° DGS/EA4/2018/92 du 4 avril 2018 relative au contrôle sanitaire et à la gestion des risques sanitaires liés à la présence du radon dans les eaux destinées à la consommation humaine pour tenir compte de la question du radon dans les eaux de consommation.

La qualité radiologique des denrées alimentaires

Des restrictions de consommation ou de commercialisation des produits alimentaires peuvent s’avérer nécessaires en cas d’accident ou de toute autre situation d’urgence radiologique.

En Europe, ces restrictions sont déterminées par le règlement (Euratom) n° 2016/52 du Conseil du 15 janvier 2016, fixant dans ce cas les niveaux maximaux admissibles (NMA) de contamination radioactive pour les denrées alimentaires et les aliments pour le bétail. Les NMA ont été établis afin de « sauvegarder la santé de la population tout en maintenant l’unité du marché ».

En cas d’accident nucléaire, l’application « automatique » de ce règlement ne saurait excéder trois mois ; des dispositions spécifiques entreraient ensuite en vigueur (voir le règlement spécifique à l’accident de Tchernobyl dont les valeurs sont reprises en annexe). À la suite de l’accident survenu à Fukushima le 11 mars 2011, ce dispositif a été activé à de nombreuses reprises, entre 2011 et 2013, par la Commission européenne, pour tenir compte de l’évolution de la situation radiologique dans les régions concernées^[1]. À titre d’exemple, dans le règlement n° 297/2011 du 25 mars 2011 de la Commission pris après l’accident de Fukushima, les NMA en césium-134 et césium-137 dans le lait étaient de 1 000 Bq/L comme prévu par le règlement Euratom n° 3954/87. Ils ont été abaissés une première fois en avril 2011 à 200 Bq/L, puis une seconde fois en avril 2012 à 50 Bq/L, en lien avec l’abaissement des NMA au Japon.

Les déchets et effluents radioactifs

La gestion des déchets et des effluents en provenance des INB et des ICPE est soumise aux dispositions législatives et réglementaires particulières concernant ces installations. Pour la gestion des déchets et effluents provenant des autres établissements, y compris des établissements hospitaliers, des règles générales sont établies par la décision n° 2008-DC-0095 de l’ASNR du 29 janvier 2008. Ces déchets et effluents doivent être éliminés dans des installations dûment autorisées, sauf si des dispositions particulières sont prévues pour organiser et contrôler sur place leur décroissance radioactive (cas des radionucléides présentant une période radioactive inférieure à 100 jours).

La politique française en matière de gestion des déchets très faiblement radioactifs dans les INB et installations relevant du code de la santé publique est claire et protectrice : elle ne prévoit pas de « seuil de libération » pour ces déchets (c’est-à-dire de niveau générique de radioactivité au-dessous duquel les effluents et déchets issus d’une activité nucléaire peuvent être éliminés sans aucun contrôle). Leur gestion doit être assurée dans une filière spécifique afin d’assurer une traçabilité. L’ASNR considère que la mise en œuvre de seuils de libération aurait trois inconvénients majeurs :

• la difficulté à faire accepter au niveau national des seuils établis au niveau international ;
• la difficulté à contrôler la libération de ces déchets ;
• l’incitation à la dilution de ces déchets dans l’environnement.

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La protection de la population contre les dangers des rayonnements ionisants en situation d’urgence radiologique est assurée par la mise en œuvre d’actions spécifiques (ou contre-mesures) adaptées à la nature et à l’importance de l’exposition (évacuation, mise à l’abri, restrictions de consommation de denrées alimentaires).

Valeurs repères en situation d’urgence radiologique

Les actions de protection de la population en situation d’urgence sont décidées en tenant compte des valeurs repères (appelées dans la réglementation précédente niveaux d’intervention) utilisées pour l’élaboration des recommandations de l’ASNR au préfet (article D.1333-84 du code de la santé publique) sur la base de doses prévisionnelles :

• la mise à l’abri, si la dose efficace prévisionnelle due aux rejets dépasse 10 mSv ;
• l’évacuation, si elle dépasse 50 mSv ;
• l’administration d’iode stable, lorsque la dose équivalente prévisionnelle à la thyroïde due aux rejets risque de dépasser 50 mSv.

L’information de la population en situation  d’urgence radiologique

Les modalités d’information de la population en situation d’urgence radiologique qui faisait l’objet d’une directive communautaire spécifique (directive 89/618/Euratom du 27 novembre 1989) ont été intégrées dans la directive 2013/59 Euratom du Conseil du 5 décembre 2013. La directive 89/618/Euratom a été transposée en droit français par le décret n° 2005-1158 du 13 septembre 2005 relatif aux plans particuliers d’intervention concernant certains ouvrages ou installations fixes et pris en application de l’article 15 de la loi n° 2004-811 du 13 août 2004 relative à la modernisation de la sécurité civile. Ces dispositions ont été reprises à l’article R. 1333-86 du code de la santé publique.

L’arrêté du 4 novembre 2005 relatif à l’information des populations en cas de situation d’urgence radiologique précise ces dispositions.

Au sens de la réglementation française, les situations d’exposition durable aux rayonnements ionisants couvrent les situations consécutives à une situation d’urgence radiologique ayant occasionné une pollution durable de l’environnement ou de biens par des substances radioactives d’une part (situations post-accidentelles) et toute autre situation de pollution par des substances radioactives d’autre part (sites et sols pollués).

Pour les situations post-accidentelles, la réglementation fixe un niveau de référence à 20 mSv en dose efficace sur la première année après la fin de la situation d’urgence radiologique pour toute personne exposée à des substances radioactives résultant de la situation afin de définir la stratégie initiale de gestion des parcelles polluées, puis il est réévalué chaque année, avec comme objectif à terme d’atteindre un niveau de référence sur une année de 1 mSv en dose efficace ajouté au bruit de fond antérieur à la situation.

Pour les autres cas, la contamination des sites par des substances radioactives est le résultat de l’exercice, passé ou ancien, d’une activité nucléaire (utilisation de sources non scellées, industrie du radium…) ou d’une activité industrielle utilisant des matières premières contenant des quantités non négligeables de radioéléments naturels de la famille de l’uranium ou du thorium (activité induisant une exposition aux rayonnements naturels dite « renforcée », voir point 2.3.2). Ces sites sont, pour la plupart, répertoriés dans l’inventaire mis à jour périodiquement et publié par l’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (Andra).

La contamination des sites peut également être le résultat de rejets accidentels de substances radioactives dans l’environnement.

Pour ces situations, conformément aux textes internationaux, aucune limite d’exposition de la population n’est fixée au niveau réglementaire : la gestion de ces sites est principalement basée sur une application au cas par cas du principe d’optimisation en tenant compte d’un niveau de référence de 1 mSv/an.

Un guide relatif à la gestion des sites potentiellement pollués par des substances radioactives (publié en décembre 2011), dont l’élaboration a été pilotée par l’ASN et le ministère chargé de l’environnement, avec l’appui de l’IRSN, décrit la démarche applicable pour traiter les diverses situations susceptibles d’être rencontrées, en particulier dans le cadre de la réhabilitation des sites contaminés par des substances radioactives.