En mai 1993 a eu lieu un atelier international sur l'impact des publications récentes de la CIPR et de la CIUR ; y furent débattues les conséquences de ces recommandations, tout particulièrement l'introduction des nouvelles quantités :dose équivalente à l'organe, dose efficace et équivalent de dose individuel. Un point central a été le fait que la relation "facteur de qualité-TLE" utilisée pour les quantités opérationnelles et que le facteur de pondération radiologiqueemployé pour les quantités limites n'étaient plus corrects dans le cas des neutrons ; de plus, les nouvelles quantités opérationnelles n'étaient pas, dans tous les cas, conservatoires pour ce qui est des nouvelles quantités limites. Néanmoins, la conclusion fut que les implications immédiates des recommandations de la CIPR et de la CIUR semblent avoir été assimilées, et que l'on peut trouver une solution à la plupart des problèmes conceptuels qui demeurent. Dans le cas de la dosimétrie des photons, les procédés et les techniques actuels répondent à ces nouvelles conditions ; par contre, la dosimétrie des neutronsn'est pas encore satisfaisante, et reste un challenge difficile. Au niveau européen, l'harmonisation des étalons nécessite de tenir beaucoup plus compte des contrôles de performance, de l'assurance de qualité et de la tenue des dossiers.

En dosimétrie des neutrons, les situations pratiques rencontrées couvrent un large domaine d'énergie s'étendant sur plus de 10 décades. En outre, les grandeursdosimétriques utilisées en radioprotection ne sont pas directement accessibles à la mesure. Ce dernier point est principalement dû à la variation de la "qualité" du rayonnement neutronique, exprimé au moyen des facteurs de pondération radiologiques (pour le calcul de la dose efficace) et des facteurs de qualité (pour le calcul de l'équivalent de dose). En dépit des progrès considérablesréalisés dans le domaine de la dosimétrie des neutrons, il n'y a pas encore aujourd'hui de dosimètre susceptible de mesurer la dose due aux neutrons avec une précision acceptable quel que soit le spectre en énergie. Cet article présente les grandeurs dosimétriques utilisées en radioprotection. Il traite également des méthodes et des procédures d'étalonnages adaptées à la détermination de ladose aux postes de travail avec les appareils actuels dont les performances sont limitées. Les propriétés de ces instruments, incluant les dosimètres de zone, lesdosimètres individuels et les ensembles de spectrométrie, sont décrites et les améliorations nécessaires exposées. En conclusion, la situation actuelle requiert des recherches complémentaires pour le développement des techniques de dosimétrie et l'étude des postes de travail.

Le dépôt de résidus des fabrications d'uranium et de thorium qui ont eu lieu sur le site du Bouchet (Essonne) de 1949 à 1970 est une des composantes du système de traitement et de rejet des déchets de l'usine. Au cours des opérationsde démantèlement et d'assainissement de cette ancienne usine de la Direction des productions du CEA1 , la majeure partie des matières et matériels contaminés par des uranium et thorium ont été évacués (période de 1970-1979). Il subsistedeux zones occupant 1 ha : un bassin de décantation et une zone de dépôt pour les résidus solides. Les niveaux de flux d'émission radon avant la réhabilitation du site étaient 10 à 100 fois supérieurs à la moyenne des flux de radon àla surface de la terre (104 atome m-2 s-1) et les concentrations en descendants à vie courte du radon 222 étaient, dans l'environnement immédiat du site, supérieursd'environ 20 % aux niveaux prescrits en 1991 par un arrêté du préfet de l'Essonne. Les différentes mesures de radioactivité réalisées sur le site, ou dans son environnement proche, mettent en évidence l'efficacité de la réhabilitationréalisée en 1992-1993, les niveaux en concentration des descendants à vie courte du radon étant du même ordre de grandeur que ceux rencontrés dans le Bassin parisien.

La distribution spatiale de la dose à la surface d'une "particule chaude", petitesphère radioactive de 60Co, à été obtenue par thermoluminescence (TL) par chauffage laser et par stimulation optique (OSL). Les avantages et limitationsrespectifs des deux techniques de lecture, TL et OSL, sont discutés. Un débit de dose maximal de 79 Gy/h est mesuré au centre du détecteur TL (CaSO4:Dy déposé sur un support en kapton).

Le champ de rayonnement à bord des avions subsoniques a été étudié au moyen d'un ensemble complexe de dosimètres (compteur proportionnel équivalent au tissu (CPET), "remmeter" pour les neutrons, détecteurs thermoluminescents(DTL), détecteurs solides de traces (DST), et détecteurs à bulles). Les mesures ont été réalisées à bord d'un airbus A310-300 pendant des vols Prague-Montréal et Montréal-Prague au cours du mois de février 1995. Les résultats obtenus sont présentés, analysés et discutés tant du point de vue des réponses des différentsdosimètres que du niveau d'irradiation générale.