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Les rejets radioactifs des Installations Nucléaires
Index
Les principaux radioéléments rejetés 
Les rejets radioactifs des centrales REP
Les rejets radioactifs de l’usine de La Hague
Les effluents gazeux
Les effluents liquides
L’impact des rejets
La réglementation
Documentation
Comme toute industrie, et à vrai dire comme toute activité humaine, l'industrie nucléaire génère des sous-produits gazeux, liquides ou solides qui ne peuvent, dans l'état actuel des technologies disponibles, donner lieu à valorisation. Ainsi le fonctionnement normal d'une installation produit des effluents : certains sont traités par concentration et mis sous forme de déchets solides qui sont conditionnés, entreposés et en définitive stockés. D'autres ne peuvent qu’être traités, filtrés, dilués et contrôlés avant dispersion dans l'environnement : ce sont les rejets.
Les conditions de rejet sont rigoureusement réglementées et contrôlées de manière à garantir un très faible impact sur l'environnement et une parfaite innocuité sanitaire, en tenant compte, en particulier, dans la chaîne alimentaire, de phénomènes possibles de concentration par certaines espèces. Dans ce qui suit, nous ne nous intéresserons qu’aux rejets d’éléments radioactifs.
Les principaux radioélements rejetés
En fonctionnement normal, les installations nucléaires rejettent en quantités significatives trois éléments radioactifs: le krypton 85, le tritium et le carbone 14. Tous les autres radioéléments rejetés n’ont qu’une incidence marginale par rapport à eux.
Le krypton 85 est un gaz rare émetteur bêta gamma de 10,7 ans de période. C'est un produit de fission qui est retenu dans l'élément combustible et est libéré sous forme gazeuse à l’occasion du retraitement.
Etant un gaz rare, le krypton est inerte et n’entre que dans de très rares cas dans des combinaisons chimiques avec d'autres éléments. Il n'interfère pas avec les tissus vivants (végétaux, animaux, corps humain) et peut donc être déchargé de façon contrôlée dans l'atmosphère ( voir note 1).
Le tritium est un isotope radioactif de l'hydrogène, émetteur bêta de très faible énergie (sans gamma associé) d’une période de 12,3 ans. On le retrouve dans les effluents sous forme d’eau tritiée (T-O-H) et de gaz (T-H). L’eau tritiée se dilue très aisément dans l'eau naturelle qui a les mêmes caractéristiques chimiques et peut être rejetée de façon contrôlée dans les fleuves ou les courants marins (voir note 2).
Le carbone 14 est un émetteur bêta d'une période de 5730 ans. Il est formé en réacteur par réactions de neutrons sur l'azote et l’oxygène contenus dans les combustibles et dans certains circuits à l’état de combinaisons chimiques (oxydes, nitrates, nitrures..)
Contrairement au krypton, le carbone 14 peut aisément entrer dans des combinaisons en particulier avec les matières organiques, les conditions de son rejet doivent donc être très précisément contrôlées et limitées (voir note 3)
Note 1. Du krypton 85 se forme naturellement dans la haute atmosphère par action des rayons cosmiques à raison de 0,4 TBq (térabecquerels) par an, de sorte qu’il y en a naturellement environ 1,2 Bq/m3 dans l’air
Note 2 .À noter que le tritium existe à l’état naturel. Il résulte de l'interaction des rayons cosmiques avec l'hydrogène dans la haute atmosphère et est donc présent dans l’eau des rivières ainsi que dans l’eau de mer. Le stock naturel de tritium dans la biosphère est d’environ 27 millions de térabecquerels ; on en trouve en particulier dans l’eau de mer à raison d’environ 100 Bq/m3 La faible nuisance du tritium est due à la faiblesse de l’énergie de ses électrons bêta et à sa courte période biologique. Il faut incorporer plus de 55 millions de Becquerels sous forme eau ou vapeur pour recevoir une dose de 1 mSv.
Note 3 .Le carbone 14 se forme naturellement dans la haute atmosphère par réaction neutronique sur l’azote 14 (réaction dite (n,p). Il s’en forme ainsi environ 1000 TBq chaque année et l’inventaire est de 140.000 TBq dans l’atmosphère, ce qui permet de l’utiliser pour la datation d’objets contenant du carbone (généralement du bois)....
Les rejets radioactifs des centrales REP
Les effluents des centrales sont collectés, triés, traités suivant différents procédés qui permettent d’en recycler la majeure partie et de n’en rejeter qu'une très faible proportion, en conformité avec les prescriptions réglementaires. 
À titre d'exemple, l'activité moyenne liquide rejetée par réacteur (hors tritium et carbone 14) est de 1 GBq par an, à comparer aux 3000 GBq des déchets de basse activité envoyée annuellement au centre de stockage de l’Aube. Ainsi, chaque fois qu'il est possible, l'activité véhiculée par les circuits d'eau des centrales est concentrée dans les déchets solides (par exemple des résines échangeuses d’ions pour le traitement des eaux de la centrale).
Entre 1985 et 2000, des améliorations constantes ont été apportées pour diminuer les rejets des centrales par le traitement à la source, le développement de procédés d'exploitation spécifiques et l’amélioration des installations en fonction de l'expérience acquise. Ces actions ont permis de diminuer les activités rejetées d'un facteur 180 pour les tranches 1300 MW et 100 pour les tranches 900 MW.
Les rejets moyens par réacteur étaient les suivants en 2003 :
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REJETS LIQUIDES |
900 MW |
1300 MW |
| Iodes (GBq/an) |
0,009 |
0,008 |
| Carbone-14 (GBq/an) |
10,6 |
16,2 |
| Tritium (TBq/an) |
10,2 |
24,1 |
| Autres radioéléments (GBq/an) |
0,5 |
0,6 |
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REJETS GAZEUX |
900 MW |
1300 MW |
| Gaz rares (TBq/an) |
0,9 |
2,2 |
| Carbone 14 (TBq/an) |
0,14 |
0,22 |
| Tritium (TBq/an) |
0,22 |
1,18 |
| Iodes (GBq/an) |
0,024 |
0,04 |
| Autres (GBq/an) |
0 ,003 |
0,004 |
Les limites de rejet ont été fortement réduites pour les sites dont les décrets d’autorisation ont été renouvelés (voir paragraphe réglementation) : par exemple en ce qui concerne les rejets liquides, les limites pour les radioéléments hors iode, carbone 14 et tritium sont passées de 375 à 15 GBq/an pour les 900 MW et de 550 à 12,5 GBq/an pour les 1300 MW. Ces réductions ont été imposées par les Autorités non en raison de la dangerosité des précédentes limites mais parce que la pratique montrait qu’il était sans inconvénient notable pour les exploitants de les abaisser.
L’impact radiologique sur les populations les plus exposées vivant autour d’une centrale est inférieur à 0,01 mSv/an, à comparer à un niveau moyen d’irradiation naturelle en France de 2,4 mSv/an.
Les rejets radioactifs de l'usine de retraitement de la Hague.
Les effluents gazeux radioactifs
Les effluents gazeux proviennent des appareils de procédé et accessoirement de la ventilation des ateliers. C'est principalement au niveau du cisaillage et de la dissolution que sont récupérés les produits de fission gazeux, radioactifs ou non, contenus dans les éléments combustibles usés. On y trouvera donc tout le krypton 85 et une partie du tritium, carbone 14 et iode 129 (le restant de ces trois radioéléments étant sous forme liquide) (Voir note 1).
Ces effluents gazeux subissent divers traitements successifs d'épuration en fonction de la nature physico-chimique des éléments:
- La majeure partie du tritium est piégée sous forme d'eaux tritiées dont nous verrons les conditions de rejet. Seule une très faible fraction du tritium est évacuée sous forme de vapeur d’eau tritiée.
- Le carbone 14 est absorbé en partie par des solutions sodiques qui sont ensuite diluées dans les eaux tritiées.
- L' iode 129 est absorbée à plus de 96 % par des solutions sodiques qui sont également diluées dans les eaux tritiées.
L'essentiel de la partie résiduelle gazeuse est ensuite absorbé dans des filtres à iode composés de zéolithe et de nitrate d’argent.
Les aérosols sont stoppés par des filtres à très haute efficacité, chaque filtre ayant une efficacité de 99,9 % (généralement il y en a trois en série). Les faibles rejets résiduels sont constitués essentiellement de ruthénium.
Le krypton 85 dont l'impact radiologique est très faible ne subit aucun traitement particulier.
La majeure partie des effluents radioactifs gazeux est rejetée par des cheminées d'une hauteur de 100 m de manière à favoriser la dispersion atmosphérique et donc d'en réduire l'impact. Le débit et la radioactivité des rejets sont contrôlés en permanence par des mesures automatiques en continu et par des mesures différées effectuées en laboratoire sur des prélèvements continus. Ces mesures sont effectuées indépendamment par l’exploitant et par les Autorités de Sûreté.
En 2006, les rejets gazeux ont été les suivants (sur la base de 1015 tonnes de combustibles usés traités à taux de combustion moyen de 42100 MW.j/t) :
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REJETS GAZEUX |
Activité rejetée |
% autorisation |
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Tritium (TBq) |
63,2 |
2,9% |
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Halogènes (GBq)* |
6,81 |
34% |
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Autres émetteurs β et γ (MBq)** |
109 |
11% |
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Autres (TBq)*** |
242 000 |
52% |
**Principalement Ru, Rh 106
***Principalement Krypton-85 et Carbone-14 (14,2 TBq)
Note 1 : Le retraitement ayant lieu quelques années après la sortie des combustibles usés du réacteur, il n’y a plus d’isotopes à vie courte de l’iode (I-131, I-132, I-133) ; le seul isotope de l’iode restant est l’I-129, relativement abondant, de période 15,7 millions d’années, dont l’activité est donc très faible.
Les effluents liquides radioactifs
Lorsque leur niveau d'activité le justifie, les effluents liquides produits par les différents ateliers subissent des traitements chimiques dans les stations de traitement des effluents, afin de les décontaminer et de les neutraliser (les traitements varient en fonction de la nature des effluents).Il convient de souligner que la radioactivité émane essentiellement des impuretés présentes dans les effluents, impuretés qu’il est facile de précipiter au moyen de traitements appropriés et de piéger sous forme de déchets solides soumis eux-mêmes à des conditionnements ultérieurs. Les effluents sont ensuite filtrés et contrôlés avant d’être rejetés en mer, dans le cadre des autorisations en vigueur, par une canalisation dont la partie terrestre souterraine a une longueur de 2500 mètres et la partie sous marine une longueur d'environ 5000 m. Les rejets sont effectués dans le « Raz Blanchard », un des plus forts courants d’Europe qui favorise la dispersion marine (Voir note 1).
Chaque rejet est réalisé après analyse de prélèvements représentatifs sous le contrôle du service de prévention et de radioprotection de l'établissement. Les volumes et quantités rejetés figurent sur un registre mensuel qui est envoyé à la Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection (DGSNR) et sont accessibles sur les « bornes Internet » qu’on peut consulter à Cherbourg.
Les quantités rejetées en 2006 ont été les suivantes :
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REJETS LIQUIDES |
Activité rejetée |
% autorisation |
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Tritium (TBq) |
11 100 |
60 % |
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Autres (TBq)* |
4,8 |
32 % |
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Emetteurs alpha (TBq) |
0,025 |
25 % |
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Cs137 + Sr 90 (TBq) |
0.84 |
21 % |
*dont (en TBq):
| RuRh 106 | 4,8 | SrY90 | 0,2 | Uranium | 0,0019 |
| Sb125 | 0,96 | Tc99 | 0,005 | Pu238 | 0,0083 |
| Cs137 | 0,62 | C14 | 7,46 | Pu239+240 | 0,0017 |
| Co60 | 0,21 | I129 | 1,32 | Am241 | 0,003 |
Des efforts continus sont faits, tant dans les méthodes d’exploitation que dans l’amélioration des procédés, pour minimiser les rejets. La courbe suivante montre les progrès réalisés. Hormis le tritium, dont la quantité rejetée est pratiquement fonction de la quantité de combustible retraitée, les rejets ont fortement diminué depuis le démarrage de l’usine malgré l’augmentation des quantités traitées (courbe grise à lire sur l’échelle de droite). Leur niveau est aujourd’hui de l’ordre du centième de ce qui est autorisé.
Note 1 : Cette dispersion est favorisée également par les caractéristiques physicochimiques des élément rejetés : C’est ainsi que l’eau tritiée se dilue aisément dans l’eau de mer et que l’I-129 se trouve mélangé à des quantités considérables d’iode naturel.
Les rejets liquides et gazeux se dispersent dans l’environnement. Le transfert vers l’homme intervient selon deux compartiments de l’écosystème :
- le milieu marin
- le milieu atmosphérique et terrestre
Pour le milieu marin, la majorité de l’impact sur l’homme (voir note1) est attribuable à l’ingestion des produits de la mer. Pour le milieu atmosphérique et terrestre, il s’agit de l’ingestion d’aliments (végétaux, lait, viande) contenant des éléments assimilables par le sol et la végétation. Les gaz rares, qui ne sont pas assimilables, sont dispersés sans impact appréciable.
L’environnement marin et terrestre est l’objet d’un grand nombre de contrôles (25 000 échantillons sont analysés chaque année), concernant en particulier les eaux côtières, les algues, les mollusques et poissons pour le milieu marin, les eaux de surface, l’herbe et le lait pour le milieu terrestre.
Ces contrôles conduisent à déterminer un impact des rejets inférieur à 0,03 mSv/an (voir note 1). Ceci est à comparer à l'équivalent de doses reçues pour chaque individu du fait de la radioactivité naturelle en France qui est de 2,4 mSv/an en moyenne (elle varie suivant les zones de 1,5 à 6 mSv/an).
La réglementation française en vigueur limite à 1 mSv/an pour le public la dose ajoutée par la radioactivité artificielle générée par les installations industrielles. Les autorisations de rejet de La Hague, telles que fixées par les arrêtés ministériels de 1980, 1995 et de l’arrêté du 10 janvier 2003 très sensiblement plus restrictif, conduiraient à une dose individuelle maximale d'environ 0,15 mSv/an pour la catégorie de population la plus exposée.
Note 1 : Un impact se calcule sur un « Groupe de référence », groupe de population qui, par son type d’habitat, son mode de vie et son lieu de résidence, est censé représenter le groupe le plus exposé aux effets des rejets liquides et gazeux ; pour La Hague, il y a en fait deux groupes de référence, l’un constitué de pêcheurs proches du point de rejet et l’autre constitué d’agriculteurs sous le vent dominant des cheminées de rejet.
Divers groupes de travail se sont penchés sur l'impact des activités de La Hague :
1/Le groupe radioactif Nord Cotentin (GRNC) Il a été mis en place par les ministères chargés de la santé et de l'environnement (institué par l’arrêté du 10 janvier 2003) afin de calculer les doses reçues par les population. Il est constitué de représentants de l’exploitant AREVA, de l’IRSN, du CEA, d’experts français et étrangers ainsi que de l’association écologique ACRO.
Le récapitulatif des doses calculées pour 2006 par le GRNC sont les suivantes:
1 –Scénarios chroniques:
| Populations | Valeurs des doses |
| Pêcheurs vivant à Goury | 0,0039 mSv |
| Adultes résident à Digulleville | 0,0084 mSv |
| Pêcheurs dans la zone des Huquets (point de rejet de la canalisation sous marine) | 0,013 mSv |
| Adultes résident à Herqueville | 0,0059 mSv |
| Agriculteurs résident à moins de 1500 m du point de rejet | 0,0159 mSv |
2- Scénarios particuliers:
| Populations | Valeurs des doses |
| Pêcheurs vivant à Goury et 100 % d’autoconsommation pour les aliments terrestres | 0,0058 mSv |
| Adultes résident à Digulleville et 100 % d’autoconsommation pour les aliments terrestres | 0,00121mSv |
Outre le réexamen des modalités de calcul d’impact dosimétrique qui a permis de définir une méthodologie conservative et reconnue, ce groupe a été chargé par le gouvernement d'estimer le nombre de cas de leucémie théoriquement attribuable aux différentes sources d'exposition aux rayonnements ionisants chez les jeunes de 0 à 24 ans pour le canton de Beaumont Hague sur la période 1978 1996. Les résultats se décomposent de la façon suivante :
| Installations nucléaires |
0,0020 cas |
| Sources naturelles |
0,62 cas |
| Sources médicales |
0,20 cas |
| Tchernobyl, retombées des essais nucléaires etc.. |
0,01 cas |
| TOTAL |
0,83 cas |
Cet important travail, qui a duré environ deux ans, a réuni près de 50 experts français étrangers et associé des représentants d’organisations anti-nucléaires, permet aujourd'hui d'affirmer que le risque de leucémie attribuable à l'exposition aux rejets radioactifs de l'usine a été de l'ordre de 2/1000e de cas pour la période 1978-1996. Depuis 2000 le groupe a repris ses travaux afin de calculer l'incertitude de ces résultats et d'évaluer l'impact des rejets chimiques de l'usine.
2/ La Direction Générale de l'Environnement de la Commission Européenne, a fait réalisé une l'étude (MARINA II), rendue publique en 2002, qui fournit des informations sur tous les rejets de radionucléides en mer du Nord quelle que soit leur origine.
L'étude montre que les rejets sont en baisse constante dans la région depuis vingt-cinq ans. Les doses proviennent aujourd'hui très majoritairement des rejets de l'industrie des phosphates et des plates-formes pétrolières et gazières de la mer du Nord. L'origine de la dose collective annuelle dans la zone Atlantique nord-est est la suivante (doses exprimées en hommexSv/an):
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Origine |
Maxi historique |
En 2000 |
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Nucléaire |
280 (1978) |
14 |
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Engrais pétrole gaz |
600 (1984) |
195 |
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Tchernobyl |
22 (1986) |
0,5 |
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Essais nucléaires |
43 (1964) |
7 |
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Naturel d’origine marine |
17 000 |
17 000 |
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Total bruit de fond naturel |
844 000 |
844 000 |
Comme on l'a vu, les rejets des installations nucléaires n'ont qu'un impact très réduit sur l'environnement, les doses reçues étant inférieures au centième de celles résultant de l’irradiation naturelle. Ceci est dû principalement aux efforts constants des exploitants pour minimiser les rejets.
Pour fixer des normes de rejet, deux approches existent :
L'approche sanitaire
Le critère déterminant est celui de la santé des populations. Dès lors que les quantités de radioactivité rejetées par les installations ne représentent aucun danger pour les individus, il est parfaitement inopérant de fixer à ces rejets de nouvelles limites encore plus sévères alors même que les limites aujourd'hui autorisées sont déjà très en deçà du seuil de dommages sanitaires. Cette approche est privilégiée par les exploitants des installations mais également par la grande majorité des radioprotectionnistes. Elle n'empêche pas, comme l'expérience le montre, les efforts de minimalisation des rejets.
L'approche technologique
Au-delà du critère de la santé des populations une autre exigence est proclamée : celle de parvenir à des rejets radioactifs aussi bas que le permettent les meilleures technologies possibles disponibles. Le repère déterminant pris en compte est celui des quantités réelles de radioactivité rejetées aujourd'hui par une installation nucléaire compte tenu des progrès observés. Les nouvelles limites autorisées doivent se rapprocher de ces valeurs réelles. Peu importe si les niveaux ainsi fixés sont très inférieurs à ceux que nécessiterait la protection de la santé des populations. Cette approche est privilégiée par l'Autorité de Sûreté Nucléaire française.
Chacune de ces approches a sa cohérence; cependant un danger existe en matière de communication : par exemple, mal ou insuffisamment expliqué, l’abaissement des limites induit dans le public le sentiment que les anciennes limites étaient insuffisantes donc dangereuses . Par ailleurs l'abaissement des limites de rejet décidé par les autorités accroît le risque de dépassement de ces limites lors de certains dysfonctionnements ou incidents mineurs alors même que ces dépassements n'entraîneraient aucun risque radiologique pour les populations. Mais le public retiendra qu'il y a eu dépassement et donc conséquence sanitaire. L'exemple des difficultés de communication à l'occasion des dérogations de température d'eau accordées à certaines centrales pendant l'été 2003 témoigne de ce type de problème.
Le contexte réglementaire actuel
Chaque installation nucléaire fait l'objet d'un décret d'autorisation de création et d'un certain nombre d'autorisations lui permettant de fonctionner. Parmi ces autorisations certaines concernent les rejets d'effluents (liquides et gazeux).
Jusqu'en 1995 les prélèvements d'eau et les rejets d'effluents non radioactifs étaient autorisés par arrêtés préfectoraux pour une durée déterminée tandis que les rejets d'effluents radioactifs faisaient l'objet d'arrêtés interministériels sans durée de validité.
En application de la loi sur l'eau du 3 janvier 1992, le décret 95-540 du 4 mai 1995, permet qu'une seule autorisation, prise par arrêté interministériel couvre les prélèvements d'eau ainsi que l'ensemble des rejets d'effluents radioactifs et non radioactifs. Ce décret visait initialement les nouvelles installations nucléaires; son application a cependant été élargie aux installations existantes dont les arrêtés préfectoraux arrivent à échéance.
À ce jour ces arrêtés interministériels ont renouvelé les autorisations de prélèvements d'eau et de rejets d'effluents d'un certain nombre de centrales nucléaires et d’usines du cycle du combustible.
Par rapport aux prescriptions précédentes ils apportent une évolution sur trois points :
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Ils réglementent l'ensemble des rejets d'effluents liquides ou gazeux radioactifs ou non ainsi que les prélèvements d'eau.
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Les valeurs limites autorisées ont été très sensiblement baissées. C'est « l'approche technologique ».
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Les rejets des substances chimiques classiques présentes dans les effluents radioactifs ont été plus complètement réglementés.
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Rapport environnement de la Hague disponible ainsi que de nombreux documents relatifs aux rejet : www.cogema.fr
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Effluent release options from nuclear installations OCDE/AEN, 2003: www.nea.fr
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Publication ASN sur les rejets d’effluents: Contrôle n° 137 : www.asn.gouv.fr
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Etude du GRNC: «appréciation par le GRNC de l’estimation des doses présentées dans le rapport annuel de surveillance de l’environnement d’AREVA-NC La Hague»
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Etude du GRNC: «appréciation par le GRNC de l’estimation des doses présentées dans le rapport annuel de surveillance de l’environnement d’AREVA-NC La Hague».
CSE-PC 21/11/2009
