European computerised decision support systems are currently targeted for large accidental atmospheric contaminant releases from nuclear installations. To make these systems applicable also for malicious dispersion events, such as ‘dirty bomb’ blasts, a series of modifications and extensions are necessary. Also European decision support handbooks need supplementary sections to cover the features of these types of scenarios. An overview is given of the requirements.

Le tritium est présent naturellement dans l'environnement sous forme d'eau tritiée et participe au cycle normal de l'eau. Aujourd'hui, les installations nucléaires constituent laprincipale source de tritium associée aux activités humaines et la production civile de tritium est estimée à environ 2.104 TBq/an, soit approximativement un tiers de la productionnaturelle. Compte tenu de l'aspect localisé des rejets, on observe autour de ces installations des teneurs en tritium plus élevées que la concentration naturelle (comprise entre 0,1et 0,9 Bq/l pour les eaux de surface). Les mesures effectuées en France, montrent des teneurs en tritium généralement inférieures à 10 Bq/l dans les eaux souterraines etinférieures à 20 Bq/l pour les fleuves, bien que certaines nappes phréatiques et quelques fleuves présentent localement une concentration de quelques dizaines, voire plusrarement quelques centaines de Bq/l à certaines périodes. Dans l'ensemble, les mesures réalisées en France apparaissent tout à fait cohérentes avec celles disponibles pour lesautres cours d'eau européens. En ce qui concerne les impacts associés au tritium dans les eaux, en considérant un individu dont tous les apports en eau proviendraient d'unesource présentant une concentration de 100 Bq/l, valeur dans l'ensemble cohérente avec les teneurs maximales relevées dans les eaux potables, la dose individuelle annuellecorrespondante serait de l'ordre du millième de l'irradiation naturelle.

The paper presents a simple technique for determination of the Equilibrium Equivalent Thoron Concentration (EETC). A solid-state nuclear alpha track detector (SSNATD) named CR-39 manufactured by BARYOTRAK is used as the detector. This technique can be utilized anywhere, provided that air sampling is carried out with a DC driving pump. Although the measurement of Thoron concentrations is useful enough for screening high Thoron exposure, it is still necessary to determine Thoron progeny concentrations in order to complete dose assessment. After applying this technique for determining the EETC in some selected areas in southern Thailand, it has been found that the obtained EETC values are consistent with the values presented in the report compiled by UNSCEAR in 2000.

Widespread contamination occurred in the building in which radiation waste was handled. An occurrence of internal contamination of workers was also suspected. Therefore, workers were measured in vivo and bioassay was performed too. Estimation of committed effective dose had to be based on results of excretion analysis as irremovable surface contamination occurred on the skin and hair of workers, thus influencing results of in vivo measurements. The results of bioassay of 7 workers are presented. Intakes and committed effective doses were calculated from excretion data using IMBA Professional Plus software. The best fits for the most of workers were obtained when combination of acute and chronic intakes was used. Acute intakes varied from 135 Bq to 1300 Bq, chronic intakes from 0.03 Bq/d to 0.3 Bq/d. Committed effective doses from 3 to 36 mSv were estimated for individual workers.

The ASN launched in July 2007 a system of notification of significant events dealing with ionising radiation, called ESRs. The ESRs notified to the ASN in the medical field have been increasing since 2007 and amounted to a total of 2300. The information showed that the medical activities with the most important implications for radiation protection regarding professionals are interventional radiology, with dose limit overruns, brachytherapy and nuclear medicine, with internal contamination of operators. For patients, deterministic effects were observed in interventional radiology as well as large doses in nuclear medicine, when the process of issuing radiopharmaceuticals is not managed, with the worst ESR being a partial removal of the thyroid. Many events involve leaks of radioactive waste and emphasise the need to strengthen the maintenance and monitoring facilities, and can cause major disruptions of service with delays in the delivery of care. The feedback emphasises the importance of empowering medical physicists and radiation protection officers to implement steps of quality management and risk management as well as clinical audits.

Within the EURANOS project data assimilation (DA) approaches have been successfullyapplied in two areas to improve the predictive power of simulation models used in theRODOS and ARGOS decision support systems. For the areas of atmospheric dispersionmodelling and of modelling the fate of radio-nuclides in urban areas the results ofdemonstration exercises are presented here. With the data assimilation module of theRIMPUFF dispersion code, predictions of the gamma dose rate are corrected with simulatedreadings of fixed detector stations. Using the DA capabilities of the IAMM package formapping the radioactive contamination in inhabited areas, predictions of a large scaledeposition model have been combined with hypothetical measurements on a local scale. Inboth examples the accuracy of the model predictions has been improved and theuncertainties have been reduced.

La dosimétrie par matériaux thermoluminescents a pris un essor considérable ces dernières années tant en radioprotection (dosimétrie légale dans de nombreuxpays) qu'en physique radiologique pour le suivi des irradiations en radiothérapie.Si la conception d'un lecteur pour la radioprotection est relativementaisée compte tenu de l'erreur admise en particulier aux faibles doses (± 10 %), ilen va tout autrement en physique radiologique lorsque l'erreur maximale toléréeest d'environ 1 %. Les choix technologiques et leur adéquation avec les dosimètresutilisés constituent le "secret" de la qualité des performances de l'ensembledosimétrique citons en particulier : le principe de la stimulation thermiqueou optique, le type de photomultiplicateur et son mode de fonctionnement,le filtrage optique et les méthodes d'intégration du signal. Des tableaux donnentles références et les caractéristiques des principaux lecteurs commerciaux oucommercialisables. Quatre lecteurs possédant des méthodes originales et peucourantes sont décrits de façon plus précise. La conception de matériaux organiquesoptostimulables par laser de puissance dans le proche infrarouge estenvisagée.La dosimétrie par thermoluminescence restera pendant de nombreuses annéesune technique de choix pour la dosimétrie en radiothérapie. Avec un matériaudétecteur comme le borate de lithium activé au cuivre, équivalent tissu presqueparfait, et les nouveaux lecteurs automatiques, la qualité, la reproductibilité etla rapidité d'obtention des résultats sont un atout important dans le suivi dosimétriquedu patient.

The Monte Carlo MCNPX code is used to calculate the scatter fraction, making it possible to assess the scattered dose equivalent rate. Two materials are considered for the phantom: water and steel. The calculations are performed by considering beams of monoenergetic photons (in the range 10 keV to 10 MeV) and bremsstrahlung photons resulting from the interaction of electrons (30–900 keV) on a tungsten target. The variation of the scatter fraction is investigated as a function of the primary photon energy, the beam area at the phantom surface, the scattering angle, and filtration of the bremsstrahlung radiation. We note the shortcomings of the ISO standard issued in 2011, which does not take into account the beam area at the phantom surface, the scattering angle or the scattering materials, thus producing inconsistencies with the computed values given in this study and in the literature. Our values for the scatter fraction are comparable with those given in the literature (e.g. NCRP). As regards the bremsstrahlung radiation, we note the influence of filtration, in particular at low energies. The scatter fractions given here are compatible with the calculation of the ambient dose equivalent, whereas in the literature, they are systematically used for the calculation of air kerma rates. We also obtain scatter fractions for water that are higher by a factor of 5 compared with steel.

Dans le cadre d'une étude concernant l'impact sur l'environnement des usines de phosphates implantées dans la région du golfe de Gabès dans le sud tunisien, une série de mesures préliminaires a été récemment conduite. Douze échantillons de sol ont été prélevés le long du golf de Gabès au voisinage d'une usine de traitement des minerais de phosphates. L'analyse de ces échantillons de sol par spectrométrie gamma haute résolution a révélé la présence d'une activité gamma de plus de 1 700 Bq/kg due à la présence des radio-isotopes : 212Pb, 226Ra, 214Pb, 214Bi, et 235U. Cette activité reste pratiquement constante même à une distance de plus d'un kilomètre du site industriel que ce soit dans le milieu terrestre que dans le milieu marin.

Foliar transfer of transuranium elements had not received the same attention as other long-lived radionuclides, such as the well-known classical fission products Cs and Sr. Thus, the aim of this study was to compare the foliar transfer parameters of 241Am and $^{239,240}$Pu with those of 137Cs and 85Sr. Bean plants (Phaseolus vulgaris) at flowering development stage were contaminated by soaking their first two trifoliate leaves for 3 hours in a solution containing 241Am, $^{239,240}$Pu, or 137Cs and 85Sr. Results showed that transuranium elements were more retained by leaves than Cs or Sr. The mean leave-to-pod translocation factor of Am was of the same order as that of Sr, showing that the behaviour of Am was close to the behaviour of Sr. Translocation of Pu was significantly lower than for Cs, Sr or Am and occurred preferentially in leaves. Differential mobility of Am, Pu, Cs and Sr were compared to those used in related studies. Comparison showed that, when specific values of representative radioecological parameters are lacking, the behaviour of Am and Pu towards foliar transfer may be conservatively described as “Sr-like".

The term “dose constraint” has been used in radiological protection since 1990. Itspractical application has varied from country to country to the present day. The authorsof this paper believe that it is an underestimated tool for the purpose of radiologicalprotection. This study aims to estimate local dose constraints for workers in conventionalnuclear medicine and radiology departments, on the basis of doses received in the last 3to 4 years by different groups of workers. The levels of exposure to employees of thenuclear medicine department correspond well to levels in other countries, but foremployees belonging to the radiology department, the levels are significantly lower.Unification of the practical application of dose constraints and legislation concerningtheir specific values would increase the relevance and effectiveness of these operationalunits. This is a playing field for radiation safety officers for the determination andwidespread publication of local dose constraints in their particular medical departments.

Les diodes de silicium sont utilisées depuis plusieurs années pour la dosimétrie des neutrons rapides dans le cas d'irradiation à de fortes doses, y compris les irradiations accidentelles. Cet article décrit les résultats des tests effectués sur des diodes d`une nouvelle fabrication dont il présente également une analyse de leurs caractéristiques et des possibilités d'utilisation. Des diodes de deux sensibilités différentes ont été irradiées auprès du réacteur SILENE (IPSN Valduc) ce qui a permis d'étudier : la reproductibilté des lectures ainsi que l'influence de leur répétition, l'homogénéité des lots de diodes étudiées, l'évolution du signalen fonction du temps après l'irradiation, l'influence du traitement thermique après irradiation sur cette évolution, la réponse de deux types de diodes testés aux neutrons du réacteur SILENE dans deux configurations différentes, le seuil de détection exprimé en kerma dû aux neutrons dans le tissu. Les résultats obtenus sont presentés, analysés et discutés. Enfin, les principales connaissances acquises sont résumées dans la conclusion.

Les accidents de radiothérapie d’Épinal et de Toulouse, identifiés respectivement en 2006 et 2007, ont concernés un très grand nombre de patients. La sur-irradiation des organes cibles lors de la radiothérapie a entrainé des effets déterministes graves. Un retour d’expérience a été effectué et a indiqué que les erreurs qui conduisent aux événements graves résultent de défaillances humains et organisationnelles. C’est dans ce domaine du facteur organisationnel et humain que doivent porter les efforts pour prévenir la survenue de nouveaux accidents.

Radioactive contamination was studied in macrobenthic invertebrates and algae of the Abrosimov, Stepovoy and Tsivolky Bays of the Novaya Zemlya Archipelago and the adjacent regions of the Kara Sea during the cruises 73d and 81st on board R/V Professor Shtokman in the years 2005–2006. Maximum concentration 137Cs in sediment in studied area has been detected in the layer 10–12 cm in the Abrosimov Bay (150 Bq/kg) and in the layer 4–6 cm in the Stepovoy Bay (100 Bq/kg). Concentration of 137Cs in benthos was up to 3.19 Bq/kg of wet weight. The highest concentration has been found in benthos of the Abrosimov and Stepovoy Bays: the holothurian Myriotrochus rinkii, the isopod Saduria sabini, ophiuroids Ophiocten sericeum and Stegophiura nodosa. Myriotrochus rinkii, Saduria sabini and the brown alga Laminaria saccharina were characterized by the highest 137Cs concentration factor – 994, 599 and 425 respectively. Caesium-137 contamination occurs locally in the studied area closed to the radioactive waste disposal and does not affect on qualitative structure of the macrobenthic communities.

Suite à l’exposition médicale le plus souvent fortuite, d’une patiente enceinte, le praticien peut solliciter l’IRSN pour évaluer la dose délivrée au fœtus. De 2004 à 2008, 326 doses utérines ont été évaluées dans ce contexte par l’IRSN, consécutivement à des examens de radiologie ou de médecine nucléaire, dont 246 correspondaient à des situations où l’utérus était directement exposé. Les évaluations dosimétriques ont été réalisées par calcul sur la base des paramètres techniques de l’examen. En radiologie conventionnelle, les doses utérines évaluées sont inférieures à 35 mGy et leurs moyennes en accord avec les données internationales. En scanographie, les doses sont généralement comprises entre 15 et 65 mGy mais peuvent dépasser dans certaines configurations la valeur de 100 mGy. Dans ce domaine, une attention particulière doit donc être apportée à l’optimisation des examens du pelvis chez la femme et une évaluation individuelle de la dose délivrée doit être réalisée si la grossesse est avérée. Par ailleurs la dispersion des doses pour un même type d’examen radiologique reflète des pratiques hétérogènes, parfois éloignées des recommandations de la Société française de radiologie. En médecine nucléaire, les doses utérines évaluées sont inférieures à 10 mGy, sans tenir compte de la dose liée à un éventuel examen scanographique associé.

Cette étude de poste repose, dans un premier temps, sur l’analyse d’une expérimentation consacrée aux mesures des débits d’équivalent de dose ambiante à bord des aéronefs de type E-3F. Ces résultats partiels sont complétés dans un second temps par une campagne de mesures de l’exposition individuelle à l’aide de dosimètres passifs et opérationnels gamma et neutrons. Les équipages de l’Armée de l’air navigant à bord des E-3F sont susceptibles de recevoir annuellement, à partir du niveau 300 et de 200 heures de vol, une dose efficace supérieure à 1 mSv. Il est donc impératif d’organiser une surveillance radiologique et médicale spécifique des équipages correspondant à ces critères de vol.

275 échantillons de sols ont été prélevés dans le bassin versant du Haut-Doubs situé dansle massif montagneux du Jura en fonction d’une stratégie d’échantillonnage conçue pourévaluer l’étendue de la variabilité spatiale de la contamination en 137Cs dansla zone d’étude et identifier les principales sources de variation. Les sols présententdes activités surfaciques en 137Cs comprises entre environ 1 000 et 12 000Bq.m-2 avec une moyenne de l’ordre de 3 600 Bq.m2. La variabilitéspatiale des contaminations est élevée : l’activité surfacique montre des liensstatistiquement significatifs avec l’altitude, la teneur en matière organique et le moded’occupation des sols, alors que les autres paramètres étudiés, type de sol et positiontopographique, ne constituent pas des sources significatives de variations. Ces résultatssont discutés en termes d’évaluation des contaminations radioactives en zone de montagne àune échelle régionale. Ils montrent que pour être satisfaisante une stratégied’échantillonnage doit nécessairement intégrer les différents modes d’occupation dessols.

Les aspects pratiques de la surveillance de l'exposition professionnelle en milieu hospitalier et dans les laboratoires de recherche sont étroitement liés au type de sources et aux méthodes mises en oeuvre dans les différents services dans un but thérapeutique ou diagnostique. Les sources sont très diverses, émettant dans le cas le plus général des photons X et gamma, des électrons de haute énergie ou des particules bêta. On les rencontre sous forme scellée ou de générateurs électriques, dans les services de radiothérapie en vue d'irradiation externe, de curiethérapie pour des irradiations interstitielles et intracavitaires, et de radiodiagnostic. Dans les services de médecine nucléaire, avec administration généralement par injection, et dans tes laboratoires, à des fins de dosage ou de recherche, on utilise principalement des sources sous forme non scellée. Ainsi, le personnel selon son activité sera soumis au risque d'exposition externe ou aux risques d'exposition externe et interne. Dans le domaine des sources scellées et des générateurs électriques, les situations qui nécessitent une attention particulière, c'est-à-dire une surveillance complémentaire à la surveillance réglementaire, se rencontrent en radiodiagnostic et singulièrement lors d'activités pour lesquelles les rayons X sont indispensables pour le suivi de l'intervention (orthopédie, radiologie vasculaire et interventionnelle, ...) et en curiethérapie où la manipulation des sources impose une surveillance des mains. Dans le domaine des sources non scellées, certains postes de. médecine nucléaire (préparation et injection des produits radioactifs) nécessitent une surveillance complémentaire des mains. Mais, dans ce type de service, comme dans les laboratoires, le risque premier est celui d'exposition interne suite à une contamination pour laquelle la réglementation prévoit un examen radiotoxicologique et/ou anthropogammamétrique selon une périodicité à définir. En pratique, celle-ci est de 6 mois, ce qui n'est pas toujours adapté aux caractéristiques des radionucléides manipulés. En effet, l'utilisation de radionucléides de période effective courte ou la manipulation intermittente des radionucléides, ce qui est souvent le cas dans les laboratoires de recherche, nécessiterait une fréquence plus élevée.

Numerous studies have considered whether run-off from large Siberian rivers, in particular the Ob River, has the potential to transport radioactive contaminants from the nuclear sites – SPA “Mayak” and Siberian Chemical Combine (SCC), located in the vicinity of these rivers, to distant locations including the Kara Sea.

The plutonium-producing radiochemical plant of SPA ''Mayak'' stored a lot of radioactive wastes in LakeKarachai. Radioelements are carried to the rivers with flood and ground waters [1]. As contaminationis transported, radioactivity is removed through Techa-Iset’-Tobol-Ob river system but has the potentialto reach the Kara Sea and further to other seas within the Arctic basin via ocean currents. The SiberianChemical Combine, is located in Seversk city on the bank of Tom River, that drains into the Ob network.SCC liquid wastes were detected in the Tom River, which flows into the Ob River [2].

In this paper the data of our investigations during last years on studying the radioecological situation in twoparts of the Ob river-Kara Sea aquatic system Ob-Irtysh river’s system and Ob Bay and adjacent part ofthe Kara Sea, with a main focus on the behavior and migration pathways of man-made radionuclides arepresented.