Bien que le tritium soit un radionucléide existant à l’état naturel, sa présence dans l’environnement est souvent associée à la production d’électricité d’origine nucléaire. À l’occasion de la construction du nouveau réacteur EPR à Flamanville et de renouvellement d’autorisations de rejets pour des sites existants, cette publication a pour objectif de résumer la connaissance scientifique, les mesures réalisées autour des sites et les études d’impact dans l'environnement et chez l'homme pour ces deux radionucléides.

Le tritium est un radionucléide dont l’utilisation et la production vont croitre du fait du développement des nouveaux réacteurs à fusion et de la relance des programmes nucléaires dans le monde. La toxicité du tritium est bien connue mais ses effets sanitaires restent délicats à appréhender du fait d’une dosimétrie difficile et du faible nombre de cas de contamination survenus depuis son utilisation. L’estimation des risques liés à son utilisation repose sur les modèles de la CIPR qui permettent de calculer les doses délivrées dans les tissus grâce à un facteur de pondération WR qui tient compte de l’efficacité biologique relative des différents rayonnements. Quelques voix s’élèvent pour réclamer une révision du facteur de pondération utilisé pour les rayonnements bêta du tritium, arguant que celui-ci peut s’incorporer dans l’ADN et donc être plus toxique que les autres radionucléides émetteurs bêta. Une revue des différents travaux menés sur le sujet et publiés dans la littérature montre en réalité que l’efficacité biologique relative du tritium n’est pas très différente de celle des rayonnements gamma, pris comme rayonnements de référence. Ceci plaide pour un maintien du facteur de pondération unitaire actuel, initialement proposé puis réaffirmé récemment par la CIPR.

The radionuclide contents in waste products and physico-chemical characterization of effluent samples from some selected industries in the city of Lagos were carried out. The radioactivity concentration levels due to 40K, 226Ra and 228Th in the solid wastes were determined using gamma-ray spectrometry while physico-chemical determination of parameters were based on standard methods of measurements. The average radioactivity levels obtained was between 104 ± 14 Bq kg-1 and 1276 ± 31 Bq kg-1 for 40K, 86 ± 18 Bq kg-1 and 122 ± 23 Bq kg-1 for 226Ra and while for 228Th it ranged between 14 ± 2 Bq kg-1 and 73 ± 10 Bq kg-1. No artificial radioactive elements were detected in any of the samples. The average outdoor effective dose rate due to gamma exposure from these waste materials in the city was calculated as 0.12 mSv y-1. This is far less than 1 mSv y-1 recommended limit for the member of the public by United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR). The pH of the effluent samples was slightly alkaline, while the electrical conductivity ranged between 275 and 455 µS cm-1 and total suspended solids ranged from 104 to 5616 mg l-1. All these ranges and those of biochemical and chemical oxygen demand values were all higher than the prescribed limits. Presence of heavy metals in the effluent samples was however lower than prescribed with the exception of iron.

Dans le cadre de l’amélioration des techniques d’étalonnage en anthroporadiamétrie, le Laboratoire d’Évaluation de la Dose Interne de l’IRSN a développé un outil numérique, « OEDIPE », pour modéliser la contamination interne dans des fantômes numériques voxélisés, simuler la mesure anthroporadiamétrique et estimer la dose interne. Si la précédente version d’OEDIPE permettait de bien modéliser des géométries de source comprenant un seul radionucléide localisé dans un organe particulier, elle était cependant limitée pour la modélisation d’une contamination formée d’un mélange de radionucléides dont la localisation évolue à partir de l’incorporation pour se distribuer dans plusieurs organes. Cet article a pour but de décrire les nouveaux modules développés pour permettre la définition de sources hétérogènes en composition et en répartition ainsi que l’importation automatique de distributions d’activité dérivées du calcul biocinétique. Ces nouveaux outils vont permettre d’étudier des cas de contamination plus complexes et l’influence de la biocinétique en mesure in vivo, afin de mieux estimer les coefficients d’étalonnage et les incertitudes correspondantes.

Uranium (238U) and thorium (232Th) concentrations were measured in different foods widely consumed in Morocco by using CR-39 and LR-115 type II solid state nuclear track detectors (SSNTDs). Data obtained were compared to those obtained by using isotope dilution mass spectrometry (IDMS). Total daily intakes of 238U and 232Th for a typical food basket were estimated to be 1.3 ± 0.1 mBq d-1 and 0.98 ± 0.08 mBq d-1, 1.4 ± 0.1 mBq d-1 and 1.06 ± 0.08 mBq d–1, 1.7 ± 0.1 mBq d–1 and 1.26 ± 0.08 mBq d–1 and 2.0 ± 0.1 mBq d–1 and 1.5 ± 0.1 Bq d–1 for the 2–7 years, 7–12 years, 12–17 years and adult’s age groups, respectively. Alpha-activities due to annual 238U and 232Th intakes from the ingestion of the studied foodstuffs were determined in different organs and tissues of the human body of members of the public by using the ICRP gastrointestinal tract and systemic part models for these radionuclides. Committed equivalent doses due to annual intakes of 238U and 232Th were evaluated in the human body organs and tissues for different age groups of the Moroccan population by exploiting data obtained for alpha-doses deposited by 1 Bq of 238U and 1 Bq of 232Th in the considered human organs and tissues. The influence of the mass of the target tissue and activities due to 238U and 232Th on the committed equivalent doses due to annual intakes of these radionuclides in the organs and tissues of the human body was studied.

This study estimates in terms of amount and localisation the pulmonary retention of dissociated Pu/Am in the rat for the first week following an inhalation exposure to industrial PuO2 aerosols by combining standard biokinetic methods, quantitative analysis of contact autoradiograph obtained from lung section, and treatments by DTPA performed either in vivo or in vitro. The dissociated actinides mainly involved dissolved forms which are homogeneously distributed within lung parenchyma. Most of these chemical forms appears to come from the fraction (fr) of radioelements which seems to dissolve before particles phagocytosis mainly by alveolar macrophages. Early pulmonary administration of dry diethylenetriaminepentaacetic acid (DTPA) powder (+2 hours) decorporates ~90% of these actinide forms, whereas, a delayed treatment (+1 week) is far less efficient. By contrast, a similar extraction (~90%) of the dissolved actinides from lung sections of rat untreated by the chelating agent is measured after their incubation in a DTPA solution for both 2 hours and 7 days post-exposure times. These results can be explained by a gradual internalisation of a fraction of the early dissolved actinides (mainly Am) in alveolar cells, but not preferentially in alveolar macrophages, whereas the remaining fraction of dissolved actinides are transferred to blood. From these observations, a new model is proposed to help for interpretation of human bioassay data obtained after internal contamination and DTPA treatments.

The radioactivity levels of naturally-occurring 238U, 232Th, 226Ra and 40K and anthropogenic 137Cs in surface water from eight locations in the Suez Canal have been assessed by gamma-ray spectrometry. The samples were further characterized by determination of the common cations and anions using ion chromatography. A comparison of 137Cs radioactivity levels in surface water from the Suez Canal with those of other sea waters is presented. The radioactivity levels of 238U, 232Th, 226Ra and 40K from sea water are also reported. The effect of total dissolved solids (TDS), chloride, sulphate ion concentrations on the radioactivity levels of 238U, 232Th and 226Ra is discussed.

Pour le projet EPR (European Pressurized Reactor) de Flamanville, EDF a décidé de prendre en compte la radioprotection dès la phase de conception, au même titre que la sûreté. L’approche pour traiter les activités à forts enjeux radioprotection a été d’intégrer tous les acteurs, concepteurs, exploitant, entreprises intervenantes lors de 3 étapes successives, d’abord une enquête auprès des intervenants et concepteurs, puis l’étude des propositions, enfin la phase décisionnelle au sein d’un comité ALARA. L’objectif radioprotection qu’EDF s’est fixé pour ce nouveau réacteur est de se situer dans une démarche de progrès continu et d’optimisation en comparaison aux meilleures tranches du parc avec un objectif fixé actuellement en dose collective à 0,35 H Sv/an et par tranche. Le travail porte entre autre sur une démarche d’optimisation des travaux les plus exposants avec un nouvel enjeu des interventions dans le bâtiment réacteur, tranche en fonctionnement, et ceci pour améliorer la disponibilité de la tranche. Il est envisagé d’intervenir 7 jours avant l’arrêt du réacteur et 3 jours après, ceci pour préparer la logistique des interventions à venir. L’estimation de la perte sans optimisation est actuellement de 4,5 % sur la dose annuelle. Pour cela, deux zones dans le bâtiment réacteur de l’EPR ont été créées, une zone inaccessible chargée de collecter les fuites du circuit primaire et une zone accessible tranche en fonctionnement, séparée de la zone accessible par des moyens de ventilation et installation adaptés. Pour se protéger des flux de rayonnements (neutrons et γ de haute énergie), les études de radioprotection ont conduit à la mise en place d’un plancher béton, de protections neutroniques à la sortie des tuyauteries primaires et au renforcement des casemates GV et des pompes. L’ensemble de ces dispositions conduira à ce que la zone accessible soit classée zone verte (débit de dose inférieur à 25 µSv/h) avec un débit de dose neutrons inférieur à 2,5 µSv/h. Pour améliorer la dosimétrie au sein de l’EPR, le travail a porté sur deux paramètres intervenant dans le calcul de dose : le débit de dose et le volume de travail exposé. Les principales évolutions de conception dans le domaine de la radioprotection ont été réalisées par rapport au dernier palier existant, le palier N4. Pour garantir la propreté radiologique, il est nécessaire de confiner la contamination au plus près de la source sur les tranches en exploitation. Les objectifs de ce type de zonage sont essentiellement de permettre à l’exploitant de produire des déchets conventionnels issus de zone contrôlée pour diminuer la quantité de déchets nucléaires produits, de permettre lors du démantèlement de diminuer les volumes de déchets nucléaires et de réduire les zones où il existe un risque de contamination et limiter ainsi tout transfert de contamination à l'extérieur des installations. Au total, cette démarche d’optimisation a permis d’estimer un gain de 21 % entre la dose de référence et la dose optimisée EPR. La radioprotection, enjeu stratégique de l’entreprise EDF, sort peu à peu du cercle restreint des experts et devient un domaine transverse où le travail en équipe pluridisciplinaire prime dès la phase de conception.

L’AEN (Agence pour l’énergie nucléaire) a organisé un atelier « Sciences and values in radiological protection » afin d’identifier les voies possibles d’intégration en radioprotection de certains résultats du domaine de la recherche sur les effets biologiques et sur la santé des rayonnements ionisants. Trois thèmes d’actualité ont été développés : les effets non ciblés, la radiosensibilité individuelle et les maladies cardio-vasculaires. À l’issue de ces journées, des recommandations ont été émises envers les scientifiques, les radioprotectionnistes et les parties prenantes.