J’avais conclu mon travail de responsable du club « histoire » de la SFRP par la publication d’un article : « Un peu d’histoire : la revue Radioprotection, 1966 à 1999 », dans le numéro 2 de 2005, pp. 151–171. Protégé par ces vingt pages, je me croyais à l’abri. Lourde était mon erreur : lors de la récente réunion du comité de rédaction, Henri Métivier, après m’avoir félicité pour avoir adhéré à l’association dès sa création, et pour avoir participé au premier comité de rédaction, a affirmé que cela me rendait totalement prioritaire pour rédiger un second article sur la revue, évidemment différent du premier, par exemple plus anecdotique (Fig. 1).

Il m’était difficile de résister. Je me suis donc retrouvé devant une page blanche, à noircir, comme les suivantes, et j’ai repris le chemin de l’historiographie chronologique…

L’évolution de la revue a été fortement marquée par la personnalité de chaque président de la Commission des publications, devenue plus récemment le Comité de rédaction. Leur nombre est de cinq ; je découperai donc mon propos en cinq parties. Le président est secondé par un exécutant, sorte de secrétaire de rédaction, dont dépend le déroulement harmonieux des opérations, jusqu’à la sortie de chaque numéro. Dans le titre de chaque morceau, son nom sera placé entre parenthèses, après celui du président.

Dans l’industrie nucléaire française, les doses engagées après inhalation de radionucléides sont généralement évaluées à partir de mesures biologiques dont l’analyse peut permettre de remonter (démarche ascendante) à l’incorporation initiale puis à la dose par application de la dose par unité d’exposition (DPUI). Une valeur spécifique de la DPUI peut être attribuée à chaque contamination. Cet article présente une synthèse des données de la littérature et de résultats de recherches en cours concernant les incertitudes sur l’estimation de l’incorporation, de la biocinétique des radionucléides et sur les doses après une exposition à des aérosols renfermant des actinides. Une comparaison des incertitudes a été réalisée après une application ascendante et descendante des modèles. Dans ce dernier cas, la contamination interne est évaluée à partir de prélèvements atmosphériques effectués au poste de travail. Les incertitudes les plus élevées sont calculées après une application descendante des modèles. L’interprétation des différents résultats qui sont ici rapportés souligne l’intérêt de la connaissance des incertitudes pour évaluer de manière réaliste l’impact dosimétrique d’une contamination accidentelle. Par ailleurs, différents exemples illustrent les limites de l’application de certainsmodèles de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) qui sont utilisés en radioprotection. Au-delà, cette synthèse souligne les difficultés de l’estimation du risque de cancer à partir d’un calcul de doses, notamment, du fait de l’hétérogénéité de leur distribution au sein des différentes régions cible du tractus respiratoire.

L’activité d’un colis de déchets radioactifs est généralement évaluée à partir de mesures externes des rayonnements gamma émis, mesures associées à des fonctions de transfert. Ces fonctions de transfert sont calculées à partir d’une hypothèse de répartition homogène de la masse et de l’activité dans le colis. Mais cette hypothèse est rarement vérifiée : cet article évalue l’effet des hétérogénéités sur la mesure d’activité dans des familles de colis semblables : une erreur en résulte, avec une part systématique, conduisant à surestimer ou sous-estimer l’activité totale de la famille, et une part aléatoire, à moyenne nulle. Afin d’évaluer les effets des hétérogénéités, des familles de colis virtuels ont été générées par simulation numérique, avec prise en compte des caractéristiques connues de la famille réelle que doit représenter la famille virtuelle, et variation aléatoire, d’un colis de la famille à l’autre, des distributions exactes de masse et d’activité. Une méthode d’ajustement et de justification de la représentativité de la famille virtuelle est proposée, autorisant son utilisation comme modèle afin, d’une part, de correctement évaluer l’incertitude lors de la mesure d’activité et, d’autre part, de réduire cette incertitude. Les incertitudes ainsi estimées sont meilleures que  ±50 % sur des colis de 2 à 3 tonnes.

L’objectif de cette étude est de faire le point sur l’irradiation du patient dans le domaine de la radiologie dentaire. Les avancées technologiques en imagerie médicale amènent des perspectives intéressantes quant aux possibilités de réduction des doses. Dans ce travail, les doses délivrées aux patients lors d’examens intra-oraux, panoramiques et tomographiques, ont été évaluées sur quelques installations. La dose au patient est généralement estimée en utilisant des indicateurs dosimétriques, tels que le kerma dans l’air à la surface d’entrée du patient (KASE) et le produit kerma surface (PKS). Ces valeurs sont facilement mesurables et permettent d'évaluer la dose efficace pour un patient standard. Le PKS a été mesuré pour un système intra-oral analogique muni de films de sensibilité D et E/F, ainsi que pour une installation munie d’un détecteur numérique. Afin d’évaluer les doses en radiographie panoramique, le PKS a également été déterminé pour des orthopantomogrammes (OPGs) de différentes générations. Finalement, les doses délivrées aux patients lors d’examens tomographiques en implantologie ont été évaluées à l’aide des mesures du produit kerma longueur (PKL) et de l'indice dedose en tomodensitométrie (CTDIw) pour deux types d’installation : un tomodensitomètre muni des fonctions Dentascan et un système dédié basé sur la technique DVT (Digital Volume Tomography). L'utilisation d’un film E/F au lieu d’un film D permet de réduire le PKS d’un facteur 2 avec une légère augmentation du bruit de l’image. Les systèmes numériques permettent une réduction additionnelle de la dose d’un facteur 6 mais avec une dégradation importante de la résolution spatiale (passage de la FTM à 50 % de 13 mm–1 à 5 mm–1). Le PKS mesuré sur les OPGs a démontré que l’ancien système génère une dose trois fois plus élevée qu'un système plus récent. Le système de tomographie dédié permet de réduire la dose au patient d’un facteur 18 en comparaison avec un système CT Dentascan.

As part of their functions, the Hot Laboratories Center, EAEA, are responsible for conditioning of different spent sealed sources which received from different end users. Regarding to the inventory of spent sealed sources in Egypt, thirty eight 60Co spent sealed sources with low radioactivity levels are needed to be conditioned according to IAEA guidelines. The method of conditioning of 60Co spent sealed sources can be achieved using 200 l drum with special lead shield and concrete as matrix material. The surface dose rate calculation reveals that when lead shield of 6.5 cm thickness (density 11.35 gm/ml), concrete shield at least 18 cm thickness (density 2.35 gm/cm3) and 200 l drum thickness is 0.14 cm, (density 7.86 gm/cm3), the surface dose rate is 0.86 mSv/ h. The data are complied with the regulation of IAEA safety standard (surface dose rate doses not exceed than 2.0 mSv/ h).