La sensibilité radioécologique représente l’intensité de la réponse globale d’un territoire à une pollution radioactive chronique ou accidentelle. Les perspectives d’application opérationnelle de ce concept sont explorées par l’IRSN dans le cadre du projet SENSIB. Le premier enjeu de SENSIB consiste à représenter globalement les conséquences territoriales d’une situation de contamination radioactive, ce qui nécessite de rassembler et d’analyser les données radioécologiques et contextuelles. À cet effet, diverses méthodes innovantes de traitement de la connaissance sont explorées. Le deuxième enjeu est de concevoir un outil unique de gestion de cette connaissance partagé par différents intervenants (autorités, population, experts), ce qui est envisagé par l’application de méthodes d’aide à la décision. La stratégie, les résultats préliminaires et les axes de recherche du projet SENSIB sont brièvement présentés.

The dosimetric consequences of 14C dissemination resulting from the radioactive fall-out of atmospheric nuclear-weapons testing conducted in the 50s have been estimated. Owing to the lack of 14C measurements in food consumed in France over the past 60 years, this evaluation is based on the standard modelling of the isotopic equilibrium: it is assumed that the specific activity (14C/C) of living plants is in equilibrium with that of CO2 in the air. It is also considered that this isotopic ratio remains constant in animals and their production. The specific activities of 14C in the biosphere were drawn from reference publications. Since the 1950s, the effective dose for adults has risen from 12.1 µSv y-1 to a maximum of about 22.3 µSv y-1 in 1964, before falling to 12.9 µSv y-1, which is slightly higher than the initial value. The excess dose due to atmospheric testing reached about 10 µSv y-1 in the sixties. The generation of 1940 was exposed to the highest dose: 190 µSv in 60 years due to nuclear-weapons testing, which remains low in relation to natural exposure.

Un important programme de recherches, appelé « Generation IV », est actuellement développé au niveau international pour préparer les réacteurs du futur et leurs « cycle de combustible ». Son objectif est de satisfaire les besoins croissants en énergie électrique dans le cadre d'un développement durable. L'un des aspects majeurs de ce programme est la recherche et le développement de nouveaux matériaux nucléaires fissiles/fertiles. Malheureusement, on s'aperçoit aujourd'hui que, pour de nombreux composés candidats pour développer ces matériaux, il n'existe pas de données radiotoxicologiques permettant au médecin du travail d'évaluer le risque réel en cas de contamination et de prescrire un traitement de décontamination adapté. Il conviendrait donc de relancer d'urgence les études de poste où sont, ou bien seront, mis en œuvre ces composés ou matériaux. L'expérience passée a montré que la prévision en matière de radioprotection était difficile et qu'une validation expérimentale du comportement des éléments lourds radiotoxiques ou toxiques in vitro et in vivo était nécessaire.

Les dosimètres de radon tels que des nitrates de cellulose connaissent souvent une dégradation sous l’action de certains facteurs physiques ou chimiques. Nous avons étudié le comportement du CN-85, détecteur solide de traces nucléaires (DSTN), en atmosphère tropicale très ensoleillée (photo-vieillissement naturel) et dans une enceinte SEPAP 12/24 (photo-vieillissement accéléré artificiel), avant son exposition à une source de particules alpha (Am-241). Les résultats ont montré des modifications chimiques du détecteur, aussi bien en accéléré qu’en naturel, entraînant un changement de coloration. L’étude comparée des deux modes de photo-vieillissement a permis de déterminer un facteur d’accélération du vieillissement de 2,5. L’irradiation aux particules alpha des détecteurs a montré une perte d’efficacité de 98 % après 40 heures d’exposition solaire, ce qui permet de considérer une durée limite d’utilisation du DSTN en atmosphère tropicale ne dépassant guère une semaine. Cette durée d’utilisation pourrait être prolongée à l’intérieur des habitations du fait d’une baisse des températures et de la luminosité.

Les cellules souches mésenchymateuses (CSM) sont présentes dans divers tissus de l’organisme adulte dont la moelle osseuse. In vitro, les CSM peuvent se différencier en de nombreux types cellulaires du mésoderme, de l’endoderme et de l’ectoderme ; in vivo, elles ont la capacité de migrer vers un organe lésé. Il existe cependant peu d’informations sur le devenir et le potentiel thérapeutique lors de l’injection de ces cellules souches dans un organisme ayant subit une irradiation accidentelle ou thérapeutique. Nos travaux ont permis de mettre en évidence la répartition spatiale et le taux de prise de greffe des CSM injectées par voie intraveineuse (IV) dans un organisme en fonction de la configuration pour une irradiation gamma. Les CSM ont été isolées à partir de moelle osseuse humaine (CSMh) et injectées à des souris immunodéficientes 24 heures après irradiation. Nous avons mis au point trois types de configurations, une configuration d’irradiation corps entier (ICE) à une dose sublétale de 3,5 Gy et deux configurations d’irradiations localisées, pour lesquelles les souris reçoivent une dose locale totale de 8 Gy au niveau de l’abdomen ou de 30 Gy au niveau de la patte droite postérieure. Le taux d’implantation des CSMh dans les différents organes de l’organisme 15 jours après irradiation a été quantifié par amplification du gène humain de la bêta-Globine par PCR. Puis leur localisation in situ a été mise en évidence par marquage immuno-histochimique de la bêta-2-microglobuline humaine sur des sections d’organes murins possédant de l’ADN humain. En absence d’irradiation, les CSMh ont été détectées en très faible quantité. En revanche, le taux de CSMh implantées est plus important au niveau des zones irradiées à forte dose, suggérant que la colonisation des CSMh dans les tissus après irradiation est dépendante de la configuration d’irradiation. L’implantation des CSMh dans les organes n’appartenant pas aux zones surexposées évoque un état inflammatoire généralisé radio-induit. Cette observation met en avant l’existence d’un effet à distance (abscopal) des atteintes tissulaires locales radio-induites. L’ensemble de nos résultats suggère que la thérapie cellulaire par les CSM pourrait être utilisée pour la régénération des tissus normaux lésés suite à une irradiation accidentelle ou chez les patients soumis à une radiothérapie.

Historiquement chacune des entités nucléaires du groupe AREVA mettait en œuvre séparément la démarche ALARA. Malgré la diversité des métiers pratiqués et la diversité des environnements radiologiques AREVA a choisi de fédérer l'ensemble des entités nucléaires autour d'une politique commune de sûreté nucléaire dont nous rappelons ici les grands principes. Ce processus volontariste, pour lequel l’autorité nucléaire reste incitative, et auquel participent tous les acteurs à chaque niveau de la chaîne hiérarchique, permet d’optimiser les résultats de radioprotection.

Le rayonnement ultraviolet est responsable d’un large impact sur les structures biologiques. C’est un carcinogène bien documenté. Alors qu’un certain nombre d’effets positifs peut être associé à ce rayonnement, les surexpositions induisent des effets aigus et chroniques sur la peau, les yeux et le système immunitaire. Les effets négatifs associés aux expositions peuvent être largement évités. Réduire les expositions au rayonnement UV par des modifications du comportement et de l’environnement constitue le but principal des mesures préventives. Longtemps considéré comme « innocent », le rayonnement UVA possède des propriétés mutagènes et carcinogènes qui sont aujourd'hui bien documentées et leurs mécanismes de production semblent aujourd'hui élucidés et en particulier la photochimie des UVA solaires dans la peau. Aujourd'hui, les mécanismes de la photocarcinogenèse induite par les UVA ou par les UVB paraissent identiques, leur importance étant égale dans le rayonnement solaire. Les efforts de prévention doivent s’adresser en priorité aux enfants mais également dans le cadre du travail, en particulier en extérieur. Des guides pratiques sont fournis par l’OMS pour aider les autorités sanitaires dans la mise en application d’une politique de prévention afin de réduire les risques associés au rayonnement ultraviolet.

Les dispositions du code de la santé publique concernant les rayonnements ionisants seront prochainement mises à jour pour achever la transposition de la directive 2003/122/Euratom du Conseil du 22 décembre 2003 relative au contrôle des sources radioactives scellées de haute activité et des sources orphelines et prendre en compte les nouvelles prérogatives accordées à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN). À cette occasion, des mesures de simplification administrative seront introduites dans le régime d’autorisation et de déclaration des sources de rayonnements ionisants et les contrôles réalisés par les organismes agréés par l’ASN seront renforcées.

Comme tous les deux ans, la SFRP a tenu en 2007, son congrès national à Reims. L’objectif était rappelé dans les annonces du congrès : la protection radiologique au quotidien, challenges et enjeux. L’objectif visé par la SFRP semble atteint au terme de ce congrès, nous noterons ici quelques points forts à nos yeux. Nul doute qu’un autre regard aurait pu conduire à des conclusions quelques peu différentes.