Niveaux de référence pour les interventions en cas d'urgence nucléaire et le rétablissement après un accident
Octobre 2015
La préparation en cas d’urgence – comme dans le cas d’un accident nucléaire – fait partie des tâches essentielles d’un organisme de réglementation nucléaire responsable. La Commission canadienne de sûreté nucléaire (CCSN) dispose d’un programme complet de préparation aux urgences et s’assure d’être toujours prête en collaborant avec les exploitants d’installations nucléaires, les organismes municipaux, les ministères et les organismes provinciaux et fédéraux, les premiers intervenants et les organismes internationaux concernés.
Bien que les accidents nucléaires soient très rares, il demeure important de se préparer à de telles situations. La planification à cet égard est une composante essentielle du système de protection radiologique mis en œuvre au Canada et à l’étranger d’après les recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR). Historiquement, les plans sont axés sur la phase de l’intervention d’urgence (voir la figure 1), dans le cadre de laquelle des décisions doivent être prises rapidement, en fonction des renseignements limités disponibles, pour garantir la protection du public.
Moins d’efforts ont été consentis à l’élaboration de plans pour la phase du rétablissement après un accident. Il en est ainsi parce dans une telle situation, on dispose de plus de temps pour prendre des décisions et on doit tenir compte des facteurs qui sont propres au site de l’accident et à l’accident même.
Les connaissances pratiques acquises à la suite de l’accident nucléaire de Chernobyl et, plus récemment, de celui de Fukushima ont fait ressortir l’importance de bien planifier la phase de rétablissement après un accident. Au Canada et à l’étranger, des organismes de réglementation nucléaire comme la CCSN de même que d’autres organisations travaillent activement afin d’élaborer de nouveaux plans relatifs à cette phase et de renforcer les plans existants.
Les plans d’intervention en cas d’urgence et de rétablissement après un accident sont élaborés en fonction d’un cadre recommandé sur le plan international qui prévoit l’utilisation de « niveaux de référence » visant à éclairer le processus décisionnel. La présente fiche d’information porte sur les niveaux de référence et sur leur application aux phases de l’intervention en cas d’urgence nucléaire et du rétablissement après un accident nucléaire.
Doses de rayonnement et effets biologiques potentiels du rayonnement
Lorsque le rayonnement ionisant pénètre dans le corps humain, il transmet de l’énergie. L’énergie ainsi absorbée par suite de l’exposition au rayonnement porte le nom de « dose ». L’énergie absorbée peut endommager les cellules et entraîner des effets biologiques.
Différents types d’effets biologiques sont possibles selon la quantité de rayonnement reçue. Des doses de rayonnement très élevées peuvent endommager suffisamment de cellules pour nuire au fonctionnement des tissus et des organes. Les effets biologiques de ce type sont appelés « effets déterministes ». À des doses de rayonnement plus faibles, les dommages causés aux différentes cellules peuvent empêcher la reproduction normale de celles-ci et entraîner un accroissement du risque que surviennent d’autres effets biologiques, notamment le cancer. Les effets biologiques de ce type sont appelés « effets stochastiques ».
Les recommandations et les limites concernant les doses visent, en règle générale, à garder les niveaux de dose suffisamment bas pour éviter les effets déterministes et pour réduire au minimum le risque d’effets stochastiques. En ce qui a trait à l’exploitation courante des installations nucléaires, la limite de dose au public est, à cette fin, fixée à 1 millisievert (mSv) par année, comme le prescrit le Règlement sur la radioprotection du Canada. En outre, les doses doivent être maintenues au plus bas niveau qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre compte tenu des facteurs socioéconomiques pertinents.
Dans le cas peu probable d’un accident nucléaire, il pourrait être impossible ou du moins difficile de maintenir les doses sous la limite de 1 mSv par année. L’évacuation des citoyens pourrait par exemple permettre de réduire ou d’éviter l’exposition au rayonnement, mais ce processus peut se révéler extrêmement angoissant et représenter pour la santé publique un plus grand danger que l’accident même, tout particulièrement si la dose attendue est relativement faible. Il faut tenir compte de ces facteurs non radiologiques dans le cadre du processus décisionnel.
Niveaux de référence
La CIPR a établi des niveaux de référence pour éclairer le processus décisionnel lors des phases d’intervention en cas d’urgence nucléaire et de rétablissement après un accident nucléaire. La CIPR compte parmi ses membres des scientifiques et des professionnels de renommée mondiale du milieu de la radioprotection qui formulent des recommandations sur les limites acceptables en matière de rayonnement et qui proposent donc des niveaux de référence.
La CIPR définit un niveau de référence comme « le niveau de dose ou de risque résiduel généralement jugé inapproprié pour permettre une exposition » [traduction]. Autrement dit, les niveaux de référence fournissent une orientation aux organismes de réglementation et aux autres décideurs relativement aux doses supérieures à la limite de dose normale qui pourraient néanmoins permettre d’éviter des effets déterministes et de réduire le risque d’effets stochastiques tout en tenant compte des facteurs non radiologiques pertinents.
Niveaux de référence recommandés
Les niveaux de référence recommandés par la CIPR sont présentés sous la forme de « bandes » ou de gammes de rayonnement pour différents types de situation. Ces bandes accordent une certaine marge de manœuvre au décideur pour ce qui est d’établir un niveau d’exposition approprié tout en tenant compte des facteurs non radiologiques propres à chaque situation. Les niveaux de référence sont exprimés en millisieverts (mSv, dose aiguë ou annuelle) et se rapportent à la dose résiduelle, c’est-à-dire la dose reçue après la mise en œuvre de mesures de protection.
| Bande (dose aiguë ou annuelle) | Type de situation |
|---|---|
| 20 à 100 mSv | Situation d’urgence où les événements aux conséquences incertaines nécessitent de prendre des mesures de protection urgentes comme la mise à l’abri et l’évacuation pour minimiser les impacts possibles de l’exposition aux rayonnements. |
| 1 à 20 mSv | Situation existante où la radioactivité est déjà présente dans l’environnement au moment où sont prises les mesures visant à réduire l’exposition aux rayonnements. Si les doses sont optimisées en dessous de ce niveau de référence, il est sécuritaire de vivre dans la zone contaminée. |
Quelle est la différence entre les niveaux de référence et les limites de dose?
Les limites de dose sont des restrictions relatives aux doses qui s’appliquent uniquement à des situations où l’exposition potentielle peut être prévue et où des mesures de radioprotection peuvent être mises en place à l’avance (c. à d. des situations ayant fait l’objet d’une planification). Les limites de dose sont personnalisées; il faut donc prendre en compte toutes les sources de rayonnement potentielles lorsqu’on fait une comparaison avec de telles limites. Même si les limites de dose sont recommandées par la CIPR, il revient à l’organisme de réglementation national en cause de les intégrer dans la réglementation; c’est ainsi qu’elles constituent les limites distinctes qui ne peuvent pas être dépassées dans le cadre des activités nucléaires.
Pour leur part, les niveaux de référence sont des restrictions relatives aux doses qui s’appliquent à des situations où l’exposition potentielle n’est pas connue d’avance (c. à d. des situations d’urgence) et à des situations existantes. Contrairement aux limites de dose, les niveaux de référence sont associés aux sources; ainsi, seule la dose provenant d’une source en particulier est prise en compte lorsqu’on fait une comparaison avec de tels niveaux. Les niveaux de référence sont des outils qui aident les organismes de réglementation et les autres décideurs à veiller à ce que les doses conviennent à la situation. Ils ne sont généralement pas intégrés dans la réglementation.
Niveaux de référence au cours de la phase d’intervention d’urgence
Le niveau de référence de 20 à 100 mSv est recommandé pour les situations d’urgence. Des mesures de protection d’urgence – comme la prise de comprimés d’iodure de potassium, la mise à l’abri et l’évacuation – mises en œuvre selon des lignes directrices fondées sur les doses appelées « niveaux d’intervention » peuvent être nécessaires lors de cette phase pour gérer l’exposition au rayonnement. Au Canada, des plans pour mettre en œuvre des mesures de ce type existent déjà à l’échelle fédérale ainsi que dans les provinces et les municipalités où des centrales nucléaires sont exploitées. Pour en savoir davantage sur les niveaux d’intervention et les mesures de protection mises en œuvre au cours de la phase d’intervention d’urgence, veuillez consulter la fiche d’information de la CCSN intitulée Gestion des doses au public durant une urgence nucléaire.
Limites de dose pour les situations d’urgence
Le Règlement sur la radioprotection établit les limites de dose pour les situations d’urgence. Un titulaire de permis qui demande à une personne de participer à la maîtrise d’une situation d’urgence veille à ce que la dose efficace que cette dernière reçoit ne dépasse pas 50 mSv et que la dose équivalente qu’elle reçoit par la peau ne dépasse pas 500 mSv tant que la personne participe à la maîtrise d’une situation d’urgence, à moins qu’elle ne prenne une mesure d’urgence. Les mesures d’urgence sont décrites à l’article 15 du Règlement sur la radioprotection. Les titulaires de permis doivent aussi limiter au niveau le plus bas qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre (principe ALARA), compte tenu des facteurs économiques et sociaux, la dose efficace et la dose équivalente que la personne participant à la maîtrise d’une situation d’urgence reçoit et qui sont engagées à son égard. Une fois la situation d’urgence maîtrisée, les expositions professionnelles sont gérées conformément aux exigences du programme de radioprotection du titulaire de permis et sont assujetties aux limites de dose indiquées aux articles 13 et 14 du Règlement sur la radioprotection.
Niveaux de référence au cours de la phase de rétablissement après un accident
Le niveau de référence de 1 à 20 mSv est recommandé pour les situations existantes, y compris lors de la phase de rétablissement après un accident. Dans une telle situation, l’environnement a déjà subi une contamination radioactive découlant d’un accident nucléaire lorsque des mesures pourraient devoir être prises afin de réduire l’exposition au rayonnement. Les mesures mises en œuvre au cours de cette phase peuvent inclure la décontamination de l’environnement, la gestion des déchets et le retour de la population après une évacuation ou un déplacement à long terme.
La CCSN participe actuellement à de multiples initiatives se rattachant à la phase de rétablissement après un accident, ce qui englobe notamment l’élaboration d’un cadre de gestion post-accident pour le Canada de même que la participation au programme « Modélisation et données pour l’évaluation de l’impact radiologique » de l’Agence internationale de l’énergie atomique. Les groupes de travail qui prennent part à ce programme étudient une variété de sujets, par exemple la mise à l’essai et la comparaison de modèles pour les rejets accidentels de tritium de même que l’utilisation d’outils d’aide au processus décisionnel au cours de la phase de rétablissement après un accident.
À mesure que se poursuit la phase de rétablissement à la suite de l’accident nucléaire de Fukushima, les leçons apprises continueront d’être intégrées aux activités de préparation d’urgence. Dans le cas peu probable d’un accident nucléaire au Canada, les autorités municipales, provinciales et fédérales travailleront ensemble tout au long des phases d’intervention d’urgence et de rétablissement afin de garantir la sûreté des Canadiens et la protection de l’environnement.
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