La quantification directe rapide de l'excrétion urinaire de l'uranium est souvent perturbée par des incertitudes métaboliques et par des interférences analytiques. Ces phénomènes conduisent àdes limites de détection ou à des incertitudes trop élevées. La technique proposée associe à la fois un traitement rapide de l'échantillon et un système optimisé de mesure. L'association d'unlaser solide de puissance utilisé comme source d'excitation et d'un fluorimètre modifié du commerce permet d'atteindre les objectifs de l'étude : rapidité de réponse et facilité de mise en oeuvre,précision et exactitude inférieures 10 %. Les stades analytiques selon deux modalités (mesure directe et après minéralisation de l'échantillon) sont décrits. Les résultats expérimentaux portantsur 120 mesures sont comparés aux résultats obtenus par chromatographie d'extraction. Les avantages et inconvénients de la technique sont commentés. Enfin les valeurs de l'excrétion urinairenaturelle de l'uranium chez 80 travailleurs non-exposés de la région de Marcoule sont présentées en fonction de la technique analytique choisie.

Although some radioecological studies have been accomplished in Brazilian soils supplying useful information to optimization of emergency planning actions in rural areas and to the management of soils contaminated by 137Cs, 60Co and 90Sr, few studies were made with transuranic elements in tropical agricultural areas. The different scenarios found in Brazilian agricultural environments enhance the importance of studying the biogeochemical behavior of radionuclides in representative soils. The objective of this work was to determine the mobility of 241Am in 3 different Brazilian agricultural soils evaluating migration with depth and Kd values for 241Am and the effect of organic amendments on this behavior. A strong effect of organic amendments on mobility of americium could be observed. The values of Kd obtained in all studied tropical soils were however smaller than those found in European soils and from those recommended by IAEA to be used as default values in the absence of regional data. This result reinforces the vulnerability of some tropical soils to a contamination, emphasizing the need to use of regional values.

De nombreuses études suggèrent que les cellules souches adultes et plus particulièrement les cellules souches Mésenchymateuses humaines (CSMh) pourraient être utilisées pour réparer de nombreux organes. Nous avons étudié la capacité des CSMh à réduire les lésions cutanées radio induite. Pour induire des lésions sévères de la peau, des souris NOD/SCID ont été irradiées au niveau de la patte droite postérieure (30 Gy, débit 2,7 Gy/mn) en utilisant une source gamma au 60Co. Les CSMh ont été injectées 24 heures après irradiation par voie intraveineuse. La présence de cellules humaines, la sévérité des lésions et les processus de cicatrisation ont été étudiés sur les échantillons de peau prélevés de 3 à 8 semaines après irradiation. Nous avons pu observer que chez les souris greffées avec des CSMh, le niveau d’atteinte cutanée radio induite est significativement plus faible. Les scores cliniques utilisés pour l’étude de l’évolution des lésions cutanées de la peau sont significativement améliorés et une cicatrisation plus rapide est observée en comparaison des souris non injectées. La présence de cellules humaines a pu être détectée par PCR quantitative dans les zones cutanées en cours de cicatrisation. Ces résultats suggèrent premièrement que les CSMh sont capables de coloniser la peau altérée par les rayonnements ionisants et deuxièmement qu’elles accélèrent le processus de réparation de ce tissu limitant ainsi les complications tissulaires radio induites. La greffe de CSMh pourrait être un traitement thérapeutique efficace des phases précoces du syndrome cutané radio induit.

Les activités développées au sein de l'industrie nucléaire vont engendrer denouvelles manipulations d'actinides (programme SPIN). Il importe, dans cecadre, de définir pour chaque radionucléide utilisé un traitement en cas decontamination accidentelle. Le travail présenté ici fait le point des connaissancesacquises dans le domaine des biocinétiques du neptunium, pour lequel aucuntraitement efficace n'est aujourd'hui disponible. Des éléments de réflexion sontapportés, visant à développer les études réalisées jusqu'à présent, en leur imposantune approche expérimentale à un niveau subcellulaire et moléculaire.

The activity concentrations of potassium, uranium and thorium in minerals and soilsamples from a mining site in Ibadan, Southwestern Nigeria were measured using gamma rayspectroscopy method. Effective dose per annum has been calculated from the activityconcentrations of dominant gamma-emitting natural radionuclides, potassium, uranium andthorium. Samples collected include minerals (beryl, quartz and feldspar), soil samplesfrom the mining pits, heaps and undisturbed land around the mining site. The activityconcentrations of 40K, 238U and 232Th, respectively in Bqkg-1 in the mineral samples were as follows: 1985 ± 16, 4.8 ± 0.9 and 11.8 ±5.8 for beryl sample, 115.1 ± 27.9, 5.0 ± 1.3 and 6.3 ± 5.0 for feldspar samples and 1421± 122, <4.8 and 20.1 ± 3.5 for quartz samples. For the soil samples, the meanactivity concentrations of 40K, 238U and 232Th,respectively, were 314.2 ± 5.7, 27.7 ± 2.6 and 11.5 ± 5.9 Bq kg-1 for soilsamples from the pits and 278.1 ± 5.4, 21.1 ± 2.0 and 15.3 ± 7.5 Bq kg-1 forsoil samples from heaps. The mean activity concentrations of soil samples from theundisturbed land around the mining site were 194.3 ± 25.2, 14.5 ± 5.1 and 13.3 ± 5.9 Bqkg-1 for 40K, 238U and 232Th, respectively.The effective dose to which the miners are exposed according to exposure scenarios werecalculated as 89.9 μSv y-1 for digging and handling of soil and mineral samplesin the pit and 63.6 μSv y-1 for handling of soil and mineral samples at theheaps.

In Finland, Radiation and Nuclear Safety Authority (STUK) is the competent authority andthe national warning point with respect to bilateral and international agreements. STUKhas drafted proposals for new guides for intervention levels in different phases of anemergency to be adopted by the Ministry of Interior (MoI) in Finland. These guides arewritten separately for early phase and intermediate phase of a radiological emergency.STUK selected 20 mSv effective residual dose from all exposure pathways during the firstyear of an emergency as the reference level. This overall goal has been supplemented withthe following general guidance; if a projected dose without protective measures is duringthe first year: (1) higher than 10 mSv, it is necessary to perform protective measures;radiation expose is dominant in decision making, (2) 1–10 mSv, protective measures areusually justified but other factors effect decision making, (3) below 1 mSv, theprotective measures may be carried out especially if they are easily feasible; otherfactors are dominant in decision making. More specific criteria are given for separatecountermeasures as a projected dose in a certain time period or as an operationalintervention level (OIL) in a quantity which can be directly measured (external dose rate,magnitude of surface contamination, concentration level) or as a trigger (such as plantconditions). This paper presents the main intervention levels and criteria to be used in aradiological emergency for members of the public.

Un nouveau dosimètre passif basé sur la technologie OSL vient d’être introduit sur le marché français. Dans cet article sont décrits : la technologie et le matériau sur lequel s’appuie ce nouveau détecteur, le dosimètre lui-même.

L’examen des résultats de mesure de 14C, notamment dans le cadre de lasurveillance environnementale requiert la connaissance de certaines spécificités ducomportement du carbone. Les principaux paramètres susceptibles d’influer sur lesmécanismes d’incorporation du carbone dans les matrices environnementales et donc sur lesniveaux mesurés en 14C sont succinctement rappelés. Des résultats de mesured’échantillons biologiques ont été acquis par l’IRSN dans des zones non directementinfluencées par des rejets d’installations nucléaires; ces chroniques permettent deprésenter les valeurs du bruit de fond naturel et rémanent, exprimé en activité spécifique(Bq 14C/kg C), hors de l’influence contemporaine d’un rejet local de14C.

The spectrometer of linear energy transfer (LET) based on the chemically etched polyallyldiglycolcarbonate (PADC) track-etch detector was developed several years ago in our institute. LET spectra are estimated through track parameters determination carried out by an automatic optical image analyzer LUCIA G. This LET spectrometer enables determining LET of particles approximately from 10 to 700 keV/µm. From the LET spectra, dose characteristics can be calculated. This contribution presents the use of this spectrometer in some applications – studies in 18 MV radiotherapy bremsstrahlung beam and investigation onboard a commercial aircraft during more than 6 months long exposure. The LET spectra obtained in both experiments represent mainly the contribution of secondary or tertiary particles created through the nuclear reactions of photons (bremsstrahlung beam) or neutrons and neutron-like reacting particles (onboard aircraft) in the detector itself or in the surroundings material. The dose due to the photoparticles represents about 3 × 10-4 of the photon dose; for the dose equivalent this value is about 2 × 10-3 Sv/Gy. Regarding the onboard aircraft exposure, the results obtained using LET spectrometer were compared with those achieved with other methods and a reasonable agreement were stated.

Using the south-western districts in the Bryansk region affected by the Chernobyl accident as an example, the dynamics has been estimated of 137Cs transfer factors to plants and effects of countermeasures on the accumulation of this radionuclide by farm products. A significant decline with time in TF 137Cs to plants is shown. Over the 20 years after the radioactive fallout this decline varies from 7 to 85 times for different plants, being maximum in the early years. The 137Cs accumulation by plants is greatly influenced by the soil properties. Thus, the maximum transfer of this radionuclide to plants is reported on peaty soils, somewhat lower on sandy soils and minimum on sandy loam soil. A detailed comparative analysis of data on TF 137Cs to plants grown on sandy and sandy loam soils has shown that on the former transfer is higher and varies between 1.2–4.5 times for different crops. An important role of mineral fertilizing and liming of soil has been proved in reducing 137Cs accumulation in plants. On agricultural lands that saw the increased rates of mineral fertilizing, a significant (by an average factor of 3–7) reduction in TF 137Cs was reported compared to the plots with no countermeasures.

125Sb est représentatif de la fraction soluble des rejets liquides de l'usine COGEMA La Hague spécialisée dans le retraitement des combustibles irradiés. Son élimination des effluents a étéentreprise à partir de 1976, d'abord par voie chimique d'extraction au moyen de l'hydroxyde de titane, depuis 1990, par évaporation et vitrification des concentrats. Par rapport à l'année 1975,l'efficacité du procédé a été multipliée par 1500. Le comportement de 125Sb dans le milieu marin s'interprète en fonction de l'hydrolyse de Sb à l'état d'oxydation V. Ses capacités de transfert àpartir de l'eau de mer vers les constituants du milieu sont faibles ; les valeurs des facteurs de transfert évalués in situ (en L kg-1 référencées par rapport à la matière fraîche) ne dépassent pas50 pour les espèces végétales et animales, elles varient de 60 à 900 pour les sédiments (en fonction de leur teneur en argiles fines). Ainsi, 125Sb constitue un excellent marqueur des massesd'eau qui a permis l'adaptation des modèles océanographiques de la Manche et de la mer du Nord aux conditions réelles du milieu naturel. Depuis la mise en service de l'usine en 1966 le maximumdes rejets de 125Sb se situe entre 1983 et 1987 au niveau de 150 à 180 TBq an-1. Ensuite, une nette diminution des rejets est constatée. Ils ne dépassent pas 0,5 TBq en 1995 et 1996.

This work suggests a classification of interventional radiology and cardiology proceduresbased on statistical analysis of operators’ finger doses measured in routine clinicalconditions. In total, 346 finger doses were measured and the observed mean finger dose perclass of procedure ranged from 0.03 mSv to 1.56 mSv for Cerebral, and Bone and Jointprocedures, respectively. The statistical analysis showed that the finger dose in Cerebralprocedures is significantly lower than in Cardiac procedures, which was significantlylower than the rest. Furthermore, finger doses in therapeutic procedures and in close oneswere significantly greater than in diagnostic procedures and in distal ones. This workalso studied the statistical relation between the use of ceiling-suspended shields orleaded gloves and the extremity dose. From the set of collected and analyzed data, afinger dose classification was proposed for different criteria: procedure type(diagnostics/therapeutic), proximity (close/distal), procedure class and access route.

There are many existing models describing the behaviour of carbon 14 and tritium in the environment. There are all quite difficult to handle and data consuming because they are based on the precise description of the different and complex mechanisms of the carbon and hydrogen cycles. A simplified model of transfer in the environment of tritium and carbon 14 is presented. It is based on the following assumptions: (a) the modelled radionuclides have an homogeneous repartition inside the biological compartments considered; (b) transfer flows of such radionuclides are proportional to the biomass changes in all the biological compartments; (c) time evolution of radionuclides isotopic equilibrium is discrete. Such a dynamic approach is based on the use of growth models of biological systems (plants, animals, etc..). From the proposed conceptual model, 2 mathematical models are proposed: a one-pool model (organic carbon for carbon 14) and a two-pool model (organic tritium and tritiated water for tritium).

La division production nucléaire (DPN) d’EDF est une grande utilisatrice de contrôles radiographiques industriels : de l’ordre de 40 000 contrôles sont réalisés annuellement sur le parc nucléaire pour la réalisation d’examens non-destructifs (END). Les sources ponctuelles d’iridium-192 sont le plus souvent utilisées. L’activité de ces sources peut aller, dans des configurations usuelles, jusqu’à 4,4 TBq (120 Ci), induisant un débit d’équivalent de dose de l’ordre de 0,54 Sv h–1 à 1 mètre. À cette distance, la valeur de 20 mSv (limite annuelle pour les travailleurs) est atteinte en un peu plus de 2 minutes. Ce jour, aucun dépassement des limites réglementaires n’a été observé à la DPN EDF, mais dans le cadre de l’observation des évènements, pratiquée depuis de nombreuses années, des « signaux faibles », ainsi que des expositions non prévues inférieures aux limites réglementaires ont été notés. La direction de la DPN a donc décidé de mener des actions particulières dans le domaine.

En 1992, Électricité de France (EDF) a décidé de mieux intégrer la radioprotection dans la gestion globale de l'entreprise et s'est fixé pour objectif d'assurer la même protection pour les travailleurs des entreprises extérieures que pour ceux d'EDF. Cette décision est intervenue dans un contexte marqué par la dégradation des résultats dosimétriques sur les sites français et par la publication des nouvelles recommandations de la CIPR. Cet exposé décrit la politique retenue par EDF, tant au niveau national qu'au niveau local, pour atteindre ces objectifs. Elle consiste à mettre en place des organisations légères et incitatives, à motiver tous les acteurs, à développer et à faire utiliser des outils appropriés. Les premiers résultats positifs de la politique ALARA sont ensuite exposés avec des exemples concrets et une analyse de l'évolution des indicateurs globaux.

Technologically enhanced naturally occurring radioactive materials (TENORM) touch many aspects of our life. Alterations of the natural composition of rocks during mining and processing may results in an increment of radiation risk to not only humans but wild plants and animals. Each particular type of TENORM determines a unique scenario of exposure. The “PORANO” project is focused on three aspects related to this theme:

• methods of monitoring of TENORM occurrence,

• methods of applying radiation risk assessment,

• regulation improvement.

Pour des raisons d'efficacité opérationnelle, la CIPR a bâti un système dosimétrique s'appuyant sur l'additivité des effets sur la santé quelle que soit la nature du rayonnement et que l'exposition soit d'origine externe ou interne à l'individu exposé. Ce système a rempli son rôle, le bilan de la radioprotection est aujourd’hui jugé bon. Aujourd'hui, le challenge posé à l'énergie nucléaire est de faire la démonstration que la gestion de ses déchets éventuellement stockés en profondeur sera sans danger pour les générations futures. Le scénario envisagé est lié au retour vers la biosphère avec pour conséquence une contamination interne par ingestion de radionucléides à vie longue. Le système de protection radiologique actuel est-il adapté à ce scénario d’ingestion chronique ? Que signifie une irradiation alpha ? Que sait-on vraiment en terme dosimétriques et de risques de la chronicité des expositions ? Autant de questions pour lesquelles nous n'avons pas toujours la réponse et qu'il faut donc poser au moment où l'on préconise un dialogue avec les parties prenantes, d’autant plus que de récentes observation scientifiques remettent en cause bien des certitudes. De nouveaux programmes de recherche en radiotoxicologie sont absolument nécessaires pour répondre à ces questions légitimes, l'exemple de la démarche de l'industrie pharmaceutique pour l'obtention des autorisations de mise sur le marché des médicaments est à méditer.

The Arctic environment is unique in terms of many factors that may influence the behaviour and fate of contaminants including the presence of permafrost, low temperatures, slow breakdown of organic compounds, short food chains and long recovery times for some species. This study introduces the issues surrounding the development of a bespoke environmental impact assessment methodology specifically for the consideration of radiation impacts on Arctic ecosystems. The approach allows for the impact on plants and animals from exposure to radiation to be quantified in a robust manner through integration of our current knowledge concerning transfer in the environment, resultant dose-rates from the presence of radioactivity within biota and their media and information concerning radiobiological effects on endpoints of concern from an environmental protection perspective.

Dans son rapport remis aux ministres en 1999, le GRNC a indiqué la nécessité de mener des compléments d'études afin de combler certaines lacunes dans la connaissance de paramètres radiologiques. Le GRNC a également recommandé de prendre en compte des aspects autres que radiologiques. Suite à ces recommandations, les ministres de la Santé et de l'Environnement ont confié au GRNC une deuxième mission portant sur l'étude des incertitudes associées aux résultats de la première mission, et la prise en compte des rejets chimiques. De plus, à la faveur de diverses études publiées récemment par l'IRSN, des informations sur des concentrations de radionucléides peu étudiés jusqu'alors ont été obtenues et des paramètres ont été précisés. Des informations totalement nouvelles ont été acquises comme celles sur le chlore-36. Dans le présent texte les apports scientifiques obtenus depuis la publication du rapport GRNC sont résumés.

Lors d'une irradiation accidentelle due à des rayonnements ionisants, il est primordial d'avoir une estimation de la dose reçue par les personnes irradiées et de pouvoir reconstituer la cartographiede la dose absorbée. Compte tenu de l'extrême importance de ces données, un tissu de coton recouvert d'une alumine sensible aux photons gamma a été élaboré puis étudié enthermoluminescence.