Dans le cadre d une première mission qui lui avait

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1 5 1 Le Nord-Cotentin : analyse de sensibilité et d incertitude A. MERLE-SZÉRÉMÉTA (IRSN) J. BRENOT (IRSN) P. GERMAIN (IRSN) C. ROMMENS (IRSN) E. CHOJNACKI (IRSN) A. SUGIER (IRSN) 1 - L impact des rejets des autres installations nucléaires du Nord-Cotentin est négligeable. Dans le cadre d une première mission qui lui avait été confiée le 24 août 1997 par le ministre délégué à la Santé et la ministre de l Aménagement du Territoire et de l Environnement, le Groupe Radioécologie Nord-Cotentin (GRNC) a évalué le risque de leucémie radio-induite dans le Nord-Cotentin. Il a rendu ses conclusions en juillet Le nombre attendu de leucémies en excès pour les jeunes de 0 à 24 ans du canton de Beaumont-Hague exposés aux rejets radioactifs des installations nucléaires du Nord-Cotentin a été estimé à environ 0,002 cas pour la période Ce résultat correspond à la meilleure estimation possible en l état des connaissances. Cependant, l incertitude associée au risque estimé n avait pas été quantifiée dans le cadre de cette première mission. De ce fait, certains membres du groupe avaient considéré ne pas pouvoir conclure à ce stade alors que d autres estimaient que, compte tenu du niveau très faible du risque, les incertitudes n étaient pas susceptibles de remettre en cause son ordre de grandeur. Ce point faisant l objet d un débat, l une des principales recommandations du groupe a été qu il fallait quantifier, dans une étape ultérieure, l incertitude associée au risque estimé. Usine de La Hague. Un groupe de travail de l IRSN sur les incertitudes a été mis en place dès janvier Le National Radiological Protection Board (NRPB), qui a déjà conduit des études analogues, a été associé aux travaux de ce groupe. Le 24 juillet 2000, le ministre délégué à la Santé et la ministre de l Aménagement du Territoire et de l Environnement ont adressé une lettre de mission au GRNC lui demandant de réaliser une analyse de sensibilité et d incertitude portant sur les paramètres principaux de l estimation du risque de leucémie attribuable aux installations nucléaires du Nord-Cotentin. En octobre 2000, le groupe de travail a donc été placé sous l autorité du GRNC et élargi à des experts extérieurs à l IRSN (associatifs, exploitants, institutionnels). L étude réalisée comprend plusieurs phases : la définition du champ de l étude, la détermination des intervalles de variation et des distributions des paramètres prépondérants, l analyse de sensibilité et enfin l analyse d incertitude, pour laquelle deux approches ont été utilisées. D une façon générale, l incertitude sur le risque a plusieurs origines. Elle provient de l incertitude sur : les paramètres spécifiques de l installation et de la zone étudiée, à savoir le canton de Beaumont- Hague. Il s agit essentiellement des rejets des installations de COGEMA La Hague 1, des coefficients de transfert atmosphérique (CTA), des modes de vie des habitants du canton et notamment de leurs consommations alimentaires et de leurs budgets-temps... Les valeurs de ces paramètres proviennent soit de mesures ou d enquêtes, soit d une extrapolation ; les paramètres qui font partie intégrante des modèles comme les coefficients de transfert dans les milieux marin et terrestre. Les valeurs de ces paramètres sont souvent génériques, bien que certaines puissent être adaptées à la zone étudiée ; les modèles eux-mêmes, qui sont une représentation plus ou moins précise de phénomènes de transfert complexes ; les modèles peuvent aussi ne pas être totalement adaptés au site étudié. Dans cette étude, conformément à la lettre de mission du GRNC, les sources d incertitude considérées sont celles relatives aux paramètres. En 170 INSTITUT DE RADIOPROTECTION ET DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE

2 5 conséquence, les modèles ne sont pas remis en cause. Une fois ces incertitudes quantifiées, il faut examiner comment elles se combinent pour produire l incertitude sur le risque. La méthode retenue d abord par le groupe de travail a été la méthode probabiliste. Cette méthode est classique, elle consiste à modéliser les paramètres incertains par des variables aléatoires. La distribution de probabilité du risque est alors obtenue en utilisant les modèles de transfert, d impact et de risque liant le risque aux paramètres incertains. Dans la phase de discussion des résultats obtenus, une autre approche moins exigeante en terme d information disponible a été mise en œuvre. Figure 1 Description générale de la procédure de calcul. Synergie protection - environnement Champ de l étude et sélection des paramètres Une étape préliminaire a consisté à limiter le champ de l étude : le calcul d incertitude est réalisé sur le risque collectif de leucémie ex utero associé aux rejets de routine des installations nucléaires du Nord- Cotentin, qui est estimé à 0,0009 cas ; aucune incertitude n est associée aux coefficients de dose et de risque car ces données font l objet d un consensus international ; les paramètres du modèle embruns TORIMA, utilisé par le NRPB et développé par AEA Technology, sont fixés en l absence d informations relatives à l incertitude qui pourrait leur être associée. Le calcul de risque fait intervenir plusieurs milliers de paramètres permettant de modéliser la dispersion atmosphérique, la dispersion en mer, les transferts des rejets radioactifs dans les environnements marin et terrestre et d en déduire la dose à la population considérée puis le risque de leucémie associé (figure 1). Le groupe de travail a réalisé une sélection des paramètres auxquels attribuer une incertitude, les paramètres restants conservant les valeurs qui leur avaient été attribuées par le GRNC lors de sa première mission. Cette sélection a été effectuée en identifiant les voies d atteinte, les radionucléides et les produits alimentaires prépondérants (figure 2). En outre, les types d aliments étant nombreux, une sélection complémentaire qui porte sur ceuxci a été effectuée au sein des voies d atteinte ingestion. Un produit alimentaire terrestre contaminé par un radionucléide a été sélectionné Figure 2 Mode de sélection des paramètres prépondérants. RAPPORT SCIENTIFIQUE ET TECHNIQUE

3 Prélèvements de sédiments côtiers. dès lors que sa contribution au risque est supérieure à 0,15 %. Tous les produits marins (poissons, mollusques, crustacés) ont été conservés compte tenu de leur petit nombre. Ce mode de sélection a permis de limiter à 214 le nombre de paramètres à considérer pour l analyse d incertitude. Ceux-ci sont appelés par la suite paramètres prépondérants. Les voies d atteinte, radionucléides, aliments retenus à l issue de cette sélection, contribuent à environ 93,5 % du risque. Intervalles de variation et distributions individuelles des paramètres Pour la construction des distributions de probabilité des valeurs qui peuvent être attribuées aux paramètres, trois cas se présentent pour chaque paramètre : des données spécifiques du site ou de la zone sont disponibles à partir des résultats d études réalisées sur le site. Les distributions des valeurs possibles des paramètres sont donc spécifiques du site considéré ; aucune donnée n est disponible à partir des études réalisées sur le site, mais des références bibliographiques fournissent des indications sur des valeurs génériques ou proches des conditions du site étudié ; aucune donnée n est disponible, que ce soit à partir des études réalisées sur le site ou à partir d une étude bibliographique générale. Les distributions des valeurs sont construites à partir d hypothèses basées sur des analogies ou bien par jugement d expert. Le choix est de privilégier les données locales par rapport aux données nationales ou internationales, de privilégier les valeurs d activités moyennes dans l environnement plutôt que les valeurs extrêmes, les modes de vie moyens plutôt que les comportements particuliers pour tenir compte du fait que le calcul concerne une cohorte nombreuse d individus de divers âges ayant résidé dans le canton de Beaumont-Hague et non pas en un lieu précis et qui ont pu être exposés aux rejets de l usine de La Hague dès 1966, donc sur une longue période. Il existe deux approches pour déterminer les distributions des activités des radionucléides dans les compartiments du domaine marin et terrestre. L approche analytique implique de connaître les distributions des valeurs des différents paramètres intervenant à chacune des étapes du calcul (activités rejetées, facteurs de transfert). L approche agrégée consiste à déterminer les incertitudes sur les activités à partir de mesures d activités dans l environnement ; en effet, la mesure d activité dans un compartiment de l environnement intègre la variabilité des phénomènes intervenant en amont. S agissant du domaine marin, comme il existe de nombreuses mesures d activité dans les compartiments du milieu marin du Nord-Cotentin, le groupe de travail a opté pour l approche agrégée. S agissant du domaine terrestre : pour la dispersion atmosphérique, l approche agrégée a été utilisée. La distribution du coefficient de transfert atmosphérique (CTA) s appuie sur des mesures de CTA menées autour du site COGEMA La Hague ; pour le transfert dans les végétaux et les produits d origine animale, l approche analytique a été retenue car il existe un nombre limité de mesures dans l environnement du Nord-Cotentin. Les distributions des paramètres de transfert sont principalement de nature générique, basées sur des études bibliographiques et des données acquises par l IRSN sur l ensemble de la France. En ce qui concerne les paramètres de mode de vie, les distributions ont été construites par jugement d expert sur la base de résultats d enquêtes locales couvrant l ensemble de la période d étude pour les comportements spécifiques à la région du Nord-Cotentin (par exemple, temps passé sur la plage, consommation de crustacés et de mollusques...) et d enquêtes nationales pour les autres paramètres. Pour déterminer la distribution conjointe de l ensemble des paramètres, les dépendances entre les paramètres ont aussi été étudiées de façon qualitative. Ces dépendances, qui s expriment à l aide de coefficients de corrélation, sont souvent 172 INSTITUT DE RADIOPROTECTION ET DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE

4 5Synergie protection - environnement difficiles à quantifier, même quand la dépendance est facile à repérer. Cette tâche est importante, car le fait que certains paramètres soient corrélés, c est-à-dire ne varient pas indépendamment les uns des autres, influe fortement sur la distribution de probabilité du risque calculé et, en particulier, sur la probabilité des valeurs extrêmes. Le choix du groupe de travail a été de retenir l hypothèse d indépendance soit parce qu elle semblait logique, soit par défaut et de modéliser uniquement les dépendances évidentes par un coefficient de corrélation proche de 1 ou de -1 entre les paramètres concernés. Analyse de sensibilité monoparamétrique Une analyse de sensibilité monoparamétrique a ensuite été menée. Elle a consisté à calculer, pour chaque paramètre dont on connaît l intervalle de variation, la variation correspondante du risque, les autres valeurs des paramètres étant fixées aux valeurs qui avaient été proposées par le GRNC au cours de sa première mission. L objectif de l analyse de sensibilité était de mettre en évidence, parmi les paramètres jugés prépondérants, ceux dont la variation conduisait à de fortes variations du risque. Ces paramètres considérés comme les plus sensibles devaient ensuite être utilisés pour l analyse d incertitude. Dans cette approche monoparamétrique, deux calculs ont été réalisés pour chaque paramètre prépondérant, l un pour son minimum, l autre pour son maximum. L indicateur de sensibilité choisi pour interpréter les calculs de sensibilité est la variation du risque divisée par le risque calculé par le GRNC au cours de sa première mission 1. Les calculs ont montré que l indicateur, exprimé en pourcentage, était quasi nul pour un tiers des paramètres, égal à 1 % pour un paramètre sur cinq et supérieur à 1 % pour la moitié des paramètres. Pour un certain nombre de paramètres, la valeur de l indicateur de sensibilité est très élevée, c est le cas notamment du CTA (75 %), de l activité en 137 Cs dans les poissons (79 %), de ( l activité en 60 Co et en 244 Cm dans les sédiments (respectivement 156 % et 173 %). Une utilisation sans interprétation de ces résultats aurait conduit à éliminer un grand nombre de paramètres pour réaliser l analyse d incertitude (au minimum la moitié des paramètres, pour lesquels l indicateur est égal à 0 % ou 1 %). Cependant, compte tenu de la méthode même de l analyse de sensibilité monoparamétrique et de la structure du modèle de calcul de risque du GRNC, il n est pas apparu prudent de réduire de façon drastique le nombre de paramètres à considérer pour la suite du travail. Ainsi, un paramètre peut apparaître comme peu ou non sensible dans une analyse de sensibilité monoparamétrique alors qu il apparaîtrait sensible dans une étude multiparamétrique s il interagit avec d autres paramètres incertains. C est le cas par exemple des quantités consommées avec les activités dans l environnement. Du fait de ces difficultés, le groupe de travail a décidé de ne pas réduire, sur la base de l analyse de sensibilité monoparamétrique, le nombre de paramètres à prendre en compte pour l analyse d incertitude. Analyse d incertitude, méthode probabiliste La méthode probabiliste met en jeu une simulation Monte-Carlo qui consiste à réaliser le tirage aléatoire de n valeurs pour chacun des p paramètres afin de calculer n valeurs pour le risque et d en déduire sa distribution de probabilité. Ceci implique d exécuter le calcul un grand nombre de fois. La distribution peut être décrite à l aide des fractiles, c est-à-dire les valeurs du risque associées à un niveau de probabilité donné. La qualité des fractiles se mesure par des intervalles de confiance dont la largeur dépend du nombre de calculs effectués et ne fait pas intervenir le nombre de paramètres incertains. Un échantillon de taille permet une estimation précise des fractiles 5 % et 95 %. Dans la figure 3 (page 174), le risque est exprimé en pourcentage du risque de référence (celui estimé par le GRNC à 0,0009 cas). La distribution du risque est très étroite (facteur 2 à 3 entre le frac- 1 - Cette valeur du risque est appelée dans la suite du texte valeur de référence ou risque de référence. L objectif de l analyse de sensibilité était de mettre en évidence les paramètres dont la variation conduisait à de fortes variations du risque. RAPPORT SCIENTIFIQUE ET TECHNIQUE

5 Figure 3 tile 95 % et le fractile 5 %). De plus, le risque de référence est situé dans les valeurs basses de cette distribution (fractile 2 %). Ces résultats s expliquent par la méthode utilisée (méthode Monte- Carlo) et par les hypothèses retenues (nombre important de paramètres, hypothèse d indépendance pour la plupart des paramètres, distributions des paramètres généralement dissymétriques avec une moyenne supérieure au mode). Discussion et approche système-expert La méthode de Monte-Carlo est la plus utilisée dans les analyses d incertitude. Cependant, sa bonne mise en œuvre nécessite de connaître non seulement les distributions de chaque paramètre, les dépendances entre les paramètres mais également la loi conjointe de l ensemble des paramètres. Ces informations sont rarement accessibles. En pratique, de nombreuses hypothèses doivent donc être faites, et elles conditionnent fortement les résultats. Pour ces raisons, il a semblé intéressant au groupe de travail de développer une méthode moins Distribution du risque obtenue par la méthode Monte-Carlo. Figure 4 Distribution du risque obtenue par la méthode mixte. exigeante en termes d information. Une approche système expert est apparue appropriée. Elle consiste à séparer explicitement la base de connaissance (l ensemble des distributions associées aux paramètres incertains et aux résultats intermédiaires) du moteur d inférence (l ensemble des règles permettant d utiliser cette connaissance). Une approche mixte système expert/monte-carlo a été développée. Le principe de cette approche est de décomposer le risque en composants élémentaires de risque. Les composants élémentaires de risque sont définis comme étant la contribution au risque d un produit par classe d âge pour les voies d atteinte ingestion et d une classe d âge pour les autres voies d atteinte. L incertitude sur chacun des 115 composants élémentaires de risque est évaluée par la méthode probabiliste Monte-Carlo. On définit pour chaque composant, à partir de sa distribution de probabilité, une distribution de possibilité. La valeur du risque associée à la possibilité a est la somme des valeurs des composants correspondant à la possibilité a. La distribution de possibilité du risque obtenue par l approche mixte est présentée sur la figure 4. Sur cette figure, le risque est rapporté au risque de référence estimé par le GRNC à 0,0009 cas. Les calculs d incertitude par l approche mixte aboutissent à une distribution du risque moins étroite que par la méthode Monte-Carlo : les valeurs de risque supérieures à une possibilité de 5 % sont comprises entre 0,4 et 5 fois la valeur de référence. Cet élargissement de la distribution vient du fait que la mise en œuvre de l approche système expert ne nécessite pas de faire d hypothèse de dépendance ou d indépendance. La valeur du risque de référence correspond à une possibilité de 60 %, elle est donc légèrement décentrée vers les valeurs inférieures. Cela est dû au fait que l approche mixte utilise des composants de risque qui sont la résultante, par une simulation de Monte-Carlo, à la fois d activités environnementales et de modes de vie dont les distributions sont décentrées (mode < moyenne). En tout état de cause, un calcul maximaliste consistant à attribuer aux paramètres incertains les valeurs des bornes inférieures puis des bornes supérieures de leurs intervalles de variation conduit à un risque collectif compris entre 0,1 et 30 fois la valeur de référence. Ce calcul n est pas réaliste. Il donne une fourchette enveloppe des valeurs possibles du risque collectif, compte tenu des hypothèses retenues sur les paramètres incertains. Afin de fournir une fourchette réaliste, la méthode mixte devrait être approfondie. 174 INSTITUT DE RADIOPROTECTION ET DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE