Cette étude présente une méthode de dosage de l'uranium dans les urines qui offre les avantages d'être rapide (30 min), simple et fine (seuil de détection à 0,32 µg/l). Cette méthode allie la rapidité de la minéralisation par micro-ondes àla précision de la mesure par spectrofluorimétrie parexcitation laser.

Natural radioactivity is associated with the vast mineral resources in South Africa in such concentrations that the radionuclides from the natural uranium and thorium decay series are found to pose concern for public exposure to communities living around these areas. Consumption of water and food is usually the most important route by which natural radionuclides can enter the human body and assessment of natural radionuclide levels in different foods and diets is therefore important to estimate the intake of these radionuclides by man. Sensitive measurement of three major radionuclides (in addition to 238U, 234U, 232Th, 226Ra, 224Ra and 223Ra) is necessary to calculate the estimated annual dose with a high degree of certainty i.e. 230Th, 210Pb and 210Po, while 231Pa, 227Ac and 228Ra also require improved sensitivity. In order to evaluate the yearly dose due to an individual source at a screening level of 25 μSv/a, one is faced with a required lower limit of determination (LLD) of 0.1 to 0.5 Bq/kg for certain foodstuffs. In this study the potential radiological impact of foodstuffs grown in a catchment area influenced by mining and mineral processing industries in South Africa, was determined by measuring the natural radionuclides in a number of foodstuffs collected from the area. The radionuclides were measured by non-destructive techniques such as Instrumental Neutron Activation Analysis (INAA) and low background gamma spectrometry. The assessment of natural radionuclides in foods allowed us to evaluate the items that present the highest risk to the population, and compare this to the limits established by the National Nuclear Regulator (NNR). From the public’s point of view it is important to ensure the population that the contaminant levels in specific food as a result of mining activities, do not exceed the permissible limits. For the majority of the analysed foodstuffs, the estimated dose was less than 250 μSv/a. Overestimation of dose, due to poor measurement detection limits, was clearly indicated for some of the samples. For most of the analysed nuclides, suitable data for evaluation of the yearly dose at the screening level of 25 μSv/a was obtained by broad energy gamma analysis of ashed samples. However, nuclides such as 230Th, 210Po and 231Pa has to be analysed by radiochemical separation through acid destruction of dried foodstuffs followed by individual element separations to provide suitable data with a low enough LLD not to result in an overestimation of the calculated dose.

Le Laboratoire de Biogénotoxicologie et Mutagenèse Environnementale a pour objectifs la détection précoce des effets génotoxiques des nuisances environnementales, la validation de biomarqueurs et la biosurveillance de salariés exposés à un environnement professionnel potentiellement cancérogène. Les travaux menés par le laboratoire dans le domaine des rayonnements ionisants, associant mesures environnementales et évaluation de la génotoxicité dans un objectif de prévention, concernent les travailleurs exposés en radiographie industrielle et en milieu hospitalier. La caractérisation des expositions repose ainsi sur l'analyse des activités avec dosimétrie physique, le recueil des enregistrements dosimétriques et la mise en œuvre de biomarqueurs d'effets génotoxiques tels que le test des micronoyaux sur lymphocytes, permettant de détecter des remaniements chromosomiques de structure ou de nombre. Les données d'analyse de poste associées à des modélisations ont également permis d'établir un tableau de doses de référence, pour chaque étape constitutive d'un tir en gammagraphie industrielle, ce qui constitue un outil intéressant pour la dosimétrie prévisionnelle.

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.

Long-term averages of outdoor radon levels give no information on time and spatial behaviour of dispersed radon that exhales from U-mine disposal sites. A comprehensive network of automatic stations for continuous measurements of short-lived radon decay products was installed in the early nineties at the Žirovski Vrh uranium mine. The instruments were positioned at key locations, on-site and off-site uranium mining area, and recorded EEC levels, alpha spectra, and local temperatures, all at least on hourly basis. Analyses of simultaneous records of EEC time series from several locations and analyses of corresponding alpha spectra gave more detailed information on characteristic patterns of radon behaviour and its dispersion from the sites under study. The identified modes of radon dispersion, depending on the presence and type of temperature inversion and the related major findings on the radon impact to the environment are shortly presented.

The Urban Areas Working Group is part of the International Atomic Energy Agency’s EMRAS II (Environmental Modelling for Radiation Safety) Programme. The goal of this Working Group is to test and improve the capabilities of models used in assessment of radioactive contamination in urban settings, including dispersion and deposition events, short- and long-term contaminant redistribution following deposition events, and potential countermeasures or remediation efforts for reducing human exposures and doses. The Working Group has developed three modeling exercises, which are designed to permit intercomparison of model predictions and, in one case, comparison of model predictions with measurements. This paper describes the scenarios and provides comparisons of initial modeling results. Reasons for similarities and discrepancies among model predictions are discussed in terms of the modeling approaches, models, and parameter values used by different assessors. Preliminary conclusions emphasize the value of explaining individual approaches and the importance of understanding the effects of different assumptions and parameter values on the modeling results.

Following the confirmation that Mr Litvinenko had received a large dose of 210Po, the Health Protection Agency began to prepare for public health monitoring of potentially contaminated people. Alpha counting of urine was the only practicable means of monitoring exposure. As the incident developed it became apparent that the number of samples would be likely to exceed the HPA's capacity. Therefore other UK laboratories were contacted and several agreed to assist. To validate the analyses each potential collaborator analysed a cross check sample that was the remainder from 24 hour samples that had already been measured at the HPA. The results were in good agreement. In the first four weeks of the programme, about 600 samples were collected and all were analysed using the resources in the UK. Later, the quality assurance exercise was extended to include laboratories in the UK and abroad that could potentially become involved in the analysis of samples arising from the incident. The factors underlying the success of the programme are set out. These included having a well founded Quality Assurance system in place during normal circumstances and having pre-existing links at the appropriate working level with other laboratories in the UK and abroad.

Future development of nuclear energy in the frame of climate change and sustainable development needs an increased safety and consequently, robust models of environmental transfer of radionuclides. Tritium and Carbon are life elements and must be treated separately from trace elements. The IAEA promoted EMRAS (Environmental Modelling for Radiation Safety) project in order to decrease uncertainties in the predictive capability of environmental models, including the cases of aquatic and biota. To understand the processes and models reliability, nine scenarios have been developed. The Working Group contributed to the Revision of “Handbook of parameter values for the prediction of radionuclide transfer in temperate environments” TRS 364, as well. The main task of this paper is to propose ways for models' predictive power improvements, based on lessons learnt from EMRAS' exercises.

Over the last 30 years there has been a reduction in the radioactive discharges from the UK’s Sellafield site. Radionuclide activity concentrations in the environment around Sellafield have declined as a result. However, routine monitoring results from the nearby Esk Estuary show a less clear trend, with fluctuations in gamma dose rate measurements being reported from year to year. A comprehensive survey (n = 576) of gamma dose rates in the Esk Estuary was undertaken in 2007 and the data compared to a similar survey carried out in 1989. There was a highly statistically significant decrease in the external gamma dose rates within the Esk Estuary between 1989 and 2007. The measured total gamma dose rate range in 2007 was 0.064 – 0.235 μGy h−1with a mean of 0.123 μGy h−1. This equates to a maximum exposure of 0.200 μSv h−1. There was no evidence of large-scale sediment redistribution under current conditions. However, there was limited evidence to suggest that part of the reason for the reduction in measured dose rates was the burial of contaminated sediment deposits by uncontaminated sediments transported by tidal processes.

Le syndrome hématopoïétique induit par une irradiation accidentelle reste difficile à traiter, essentiellement du fait de l’hétérogénéité de l’irradiation. La conséquence est qu’il y a toujours un territoire médullaire partiellement protégé de l’irradiation. Le choix d’une stratégie thérapeutique va dépendre essentiellement de l’évaluation des dommages radio-induits à la moelle osseuse, telle qu’elle peut être faite à partir de différents bio-indicateurs de dose ou de dommages comme le suivi de la concentration sanguine de Flt3 ligand. Les options thérapeutiques restent limitées à la greffe de cellules souches hématopoïétiques ou aux traitements de soutien. Récemment, de nouvelles approches de thérapie cellulaire autologue ont été proposées, et ont apporté un éclairage nouveau sur le syndrome de défaillance multi-viscérale radio-induit. D’autres résultats récents du laboratoire montrent que parmi les choix possibles, la stimulation de l’hématopoïèse résiduelle par l’injection de cytokines telles que le G-CSF reste l’une des options thérapeutiques les plus intéressantes. Ces donnés nouvelles soulignent l’importance de la notion d’hématopoïèse résiduelle, mais aussi le fait que les mécanismes de régulation de l’hématopoïèse résiduelle après irradiation restent mal connus.

Une étude de l'impact dosimétrique du site de Marcoule sur les habitants de Codolet, le village considéré comme le plus exposé, a été réalisée par l'IPSN en 1996. Dans la partie impact lié à l'ingestion l'auteur a conclu à la nécessité de mieux connaître les habitudes alimentaires des habitants, et plus précisément les habitudes d'autoconsommation (consommation d'aliments d'origine locale, de production personnelle, fournis ou achetés). En effet en absence des habitudes d'autoconsommation “ réelles et actuelles ” la consommation a été considérée par l'auteur comme totalement de l'autoconsommation. Une enquête alimentaire a donc été réalisée en mai 1998 dans le village de Codolet mais aussi dans le village de Tresques, considéré comme un village non exposé, et dans la zone inondée de la Camargue lors des crues d'octobre 1993 et de janvier 1994. L'enquête est relative à une vingtaine de foyers sélectionnés dans chacun des trois lieux et le questionnaire d'enquête est constitué de 14 feuillets. Pour cette enquête, réalisée pendant une semaine complète, on utilise une unité “ fictive ” tenant compte de la grande variabilité de la composition des foyers. Cette unité est nommée “ unité de consommation, uc ” et elle s'exprime en g ou en cl par uc et par jour (g ou cl uc-1 j-1). Elle est en général assez peu différente d'une unité plus usuelle exprimée en g ou en l par habitant et par jour (g ou cl h-1 j-1). Les treize principaux aliments autoconsommés dans les trois échantillons enquêtés sont (moyennes en g ou cl uc-1 j-1) : pomme de terre (62), salade (42), tomate (18), carotte (16), poireau, haricot vert et fraise (13), cerise et radis (11) pour les légumes et les fruits ; œufs et poulet (15) pour les produits d'origine animale ; vin et eau (10) pour les liquides. Pour Codolet les valeurs d'autoconsommation des aliments pris en compte dans l'étude dosimétrique de 1996 sont toutes, à la seule exception du vin, très largement supérieures à celles relatives à la présente enquête. Une actualisation, avec nos valeurs, de cette étude dosimétrique aboutirait à une baisse très significative de la contribution de l'ingestion dans l'impact dosimétrique total.

Scales and sludge are commonly formed during oil and gas extracting and processing operations. They usually appear when injection and formation water with different chemical characteristics come into contact. When the produced water is brought to the surface alongside with the oil, a precipitate can be deposited on the walls of pipes and equipment, forming the so-called scales. Otherwise they can accumulate in the form of sludge on the bottom of storage tanks, separators, and other equipment. Radium is the main radionuclide brought to the surface with oil and produced water and it co-precipitates with barium forming complex compounds of sulfates, carbonates and silicates. These compounds are the main constituents of scale and sludge. The objective of this work was to relate the radium content of scales and sludge to their chemical and mineralogical composition. Samples were taken from a PETROBRAS Unit in the State of Sergipe, in Northeast Brazil. They were collected either from the inner surface of water pipes or from containers in the waste storage area of the Unit. Oil was separated from the solid material in a Soxhlet extractor equipment by using aguarras as solvent. The concentrations of 226Ra and 228Ra were determined by gamma spectrometry. Both the mineralogical and chemical composition of samples were determined by X-ray diffraction and X-ray fluorescence, respectively, and used to characterize samples as scales or sludge. The results showed that scales are mainly formed by BaSO4 and CaCO3 while sludge composition is quite variable, having higher contents of SiO2 and FeO3 than those observed on scale samples. The measured activity concentrations of 226Ra and 228Ra are strongly correlated for both kinds of samples.

Cet article présente une analyse des enjeux sociaux et économiques de la protection radiologique dans les territoires contaminés du fait de l'accident de Tchernobyl. Il s'appuie sur les résultatsde deux enquêtes réalisées en 1994 sur les conditions de vie des habitants d'une collectivité territoriale situé en Biélorussie à 180 km au nord de Tchernobyl. Une première partie présente lesdonnées radiologiques de la situation post-accidentelle du district avec une analyse de son impact démographique depuis 1986. Une seconde partie présente les enjeux de la protectionradiologique avec une description des modalités d'exposition des habitants des territoires contaminés et une évaluation des différents programmes de contre-mesures engagés par les autorités,dans le cadre législatif de 1991. Dans une dernière partie sont présentés les aspects économiques de la gestion post-accidentelle avec une analyse du budget du district de Tchetchersk et uneévaluation des conséquences de la situation radiologique sur les activités économique et surtout agricoles de ce district. La conclusion fait ressortir les difficultés auxquelles sont aujourd'huiconfrontées les autorités biélorusses. La présence désormais définitive de populations dans un environnement durablement contaminé pose une nouvelle catégorie de problèmes. Les objectifs deradioprotection doivent être resitués dans un ensemble de contraintes de différentes natures, notamment sociales et économiques. Le développement de la sécurité radiologique est indissociabledu retour d'une qualité de vie dans ces territoires. Il passe nécessairement par le redéploiement d'un climat de confiance sociale. Le dispositif législatif initial de gestion post-accidentelle doitêtre adapté pour donner plus d'autonomie aux acteurs locaux dans la reconstruction de conditions de vie satisfaisantes.

Nous avons étudié la possibilité d'effectuer une dosimétrie neutronique despersonnels à l'aide d'un dispositif individuel à microprocesseur, travaillant entemps réel (débitmètre). La plage énergétique à laquelle nous nous intéressonss'étend des neutrons thermiques à 5 MeV environ. Le système est basé,d'une part, sur une méthode différentielle permettant de s'affranchir partiellementdes grandeurs interférantes (interactions directes des photons γ et desneutrons sur le silicium) et du bruit et, d'autre part, sur un convertisseur depolyéthylène (CH2)n implanté par des atomes de bore (10B) qui effectue laconversion neutrons-particules chargées secondaires. Ce convertisseur optimisé,en utilisant des calculs de Monte-Carlo, permet d'obtenir une efficacitéintrinsèque quasi indépendante de l'énergie des neutrons. La détection esteffectuée par des diodes. L'utilisation de la méthode différentielle nous a amenésà l'étude de la symétrie des deux diodes. Nous avons pu montrer qu'unseuil bas d'équivalent de dose de 30 µSv peut être atteint pour les neutronsthermiques et rapides et qu'un débit d'équivalent de dose minimal d'une centainede µSv/h peut être mesuré.

Methodologies have been developed to allow impacts of ionising radiation on marine ecosystems to be evaluated within selected geographical settings. The stages in the assessment require initial information about unit concentrations of radionuclides in reference media to be collated. Activity concentrations for reference groups of flora and fauna and for representatives of these groups are then derived using an equilibrium concentration factor approach. Following this, dose-rates can be calculated using relevant dose conversion factors. Impacts on the environment are evaluated by comparison with dose-rates at which selected biological effects are known to occur and the natural radiation background. This paper focuses mainly on the transfer part of the assessment drawing attention to gaps in information that have been identified through review and providing an outline of methods that may be used to fill these gaps. Biokinetic models parameterised using allometric relationships have shown their utility in this respect. Initial work looking into the application of such models has met with some success with model predictions comparing favourably with the few empirical data available. Further work will be needed to validate the models for a large range of radionuclides and to consider uncertainty in model estimates through probabilistic analyses.

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.

L'article présente les résultats des contrôles des concentrations en radon et en énergie alpha potentielle des descendants à vie courte effectués dans les mines de charbon en Pologne. Les changements irréguliers du facteur d'équilibre entre le radon et ses descendants ne permettent pas d'utiliser les contrôles de radon pour estimer le risque radiologique des mineurs. L'existence du risque est l'effet des systèmes d'exploitations du charbon et des systèmes d'aérages appliqués.

Avec des dépôts de 137Cs dépassant quelquefois 20 000 Bq m-2, certains coteaux de la vallée du Rhône ont été assez fortement touchés par les retombées de l'accident de Tchernobyl. C'est le cas à Cornas (Ardèche) près de Valence et à Vinsobres (Vaucluse) au nord de Vaison-la-Romaine. La vigne occupe dans ces régions l'essentiel des surfaces agricoles, pour la production d'un vin réputé. Cette étude montre que les conséquences des retombées de l'accident de Tchernobyl pour les vins de la vallée du Rhône ont été visibles mais très faibles. L'activité en 137Cs du vin produit en 1986 n'a pas atteint 1 Bq/l. Ces conséquences très limitées sont dues à la date des dépôts qui sont intervenus début mai 1986, alors que les vignes développaient à peine leurs premières feuilles. Depuis 1986, l'activité en 137Cs du vin a fortement décru jusqu'à revenir en 2000 à un niveau proche de celle d'avant l'accident : quelques millibecquerels par litre. Le césium ajouté aux sols, dans des proportions pourtant importantes, se trouve essentiellement dans les 20 premiers centimètres et est peu disponible pour les racines de la vigne.