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.

The two-chamber (water and bottom sediments) model was used to analyze factors influencing magnitude of 137Cs accumulation factor in bottom sediments of rivers and lakes with concentration of the radionuclide close to background levels. The most probable values of the factor are given. It is proposed to use the factor for assessments of 137Cs activity in water on the base of its observed activity in bottom sediments.

La sécurité des patients, des opérateurs et du public, lors de l'utilisation d'équipementsde curiethérapie, est assurée par le respect d'un cadre législatif et réglementairespécifique. Bien que les services de curiethérapie ne soient pas assujettisà un programme d'assurance de qualité, il est nécessaire, dans chaqueservice, de compléter ces dispositions par des mesures préventives régulièresconcernant les locaux, la manipulation des sources et l'équipement matériel.

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.

Contaminations of the terrestrial gastropods Helix aspersa maxima by direct deposition or labelled food ingestion of 137Cs, 85Sr, 133Ba and 123mTe were carried out under laboratory conditions. The aim of this study was to compare the two contamination pathways: direct and trophic, in terms of individual mortality and radionuclide uptake, depuration and tissular distribution. A first group of 30 snails (2-years old) was exposed to radioactive aerosols during a twenty-hour period. These aerosols were assumed to be representative of those that would be released during a nuclear accident occurring in a PWR. A second group of 40 snails (same age) was submitted to an ingestion of food contaminated by the same aerosols, twice-a-week for 10 days (flour at a feeding rate of about 0.2g). During the 21 day-observation period, a comparison between the two groups and the reference group (not contaminated by radionuclides) was performed. No significant difference between the three groups was observed in the growth or in the mortality. One day after deposition, cesium was the most bioavailable element, distributed rather homogeneously through the whole body (from 13 to 28% of the total Cs in organs other than the digestive system and the muscle, respectively). Strontium accumulated in the shell (about 70%). Barium was found in the muscle (20%) and the shell (65%). Tellurium was mainly present in the shell (70%) and in the digestive system (20%). After a few days, this element was mostly present in the faeces. As regards contamination by ingestion, it was mainly accumulated in the digestive system.

Two incidents involving internal exposure by inhalation of transuranic compounds are presented herein. The results of the measurements of urinary and faecal excretions of the two individuals involved do not concur with the values predicted by the ICRP models that should be applied by default, according to the circumstances of the incidents and the chemical form of the products involved: oxide in the first case and nitrate in the second. These cases are remarkable in the similarity of their biokinetic behaviour even though they occurred in different situations and involved different chemical compounds. Both situations provide an illustration of the management of internal contamination events. The precautions to be taken and the questions that the physician should ask himself in the estimation of the internal dose are listed as follows: What type of examinations should be prescribed and at what frequency? What analysis results should be used in assessing the dose? How can the effect of the Ca-DTPA treatment be assessed? How long is it necessary to perform radiotoxicological exams before assessing the dose? What should be done if the ICRP model corresponding to the initial circumstances does not fit the measurement data? Finally, our selected hypotheses, used to explain specific biokinetic behaviour and to estimate its intake in both cases, are detailed. These incidental contaminations suggest that further studies should be carried out to develop a new model for inhalation of transuranic compounds that would follow neither the S nor the M absorption type of the respiratory tract model of ICRP publication 66.

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.

MOIRA-PLUS is a decision support system (DSS) designed to address the mid and long-termissues after nuclear accidents causing the contamination of freshwater bodies andcatchments with radionuclides. It is designed to allow for a reliable assessment of thelong-term evolution of the radiological situation and of possible alternativerehabilitation strategies, including an objective evaluation of their social, economic andecological impacts in a rational and comprehensive manner. MOIRA also features a decisionanalysis methodology, making use of multi-attribute analysis, which can take into accountthe preferences and needs of different types of stakeholders. The main functions andelements of the MOIRA-PLUS DSS are described summarily, together with the conclusions fromend-user’s experiences with the system. MOIRA-PLUS has proven to be a mature system, userfriendly and relatively easy to set up. It can help to reassure the public by enabling arealistic evaluation of the complete impacts of possible recovery strategies. However, theusers also identified possibilities for further improvement of the DSS.

Cette seconde partie s’appuie sur les principes de détermination et d’optimisation desseuils de décision (SD) développés dans la première partie. Il s’agitd’une application de ces principes sur des spectres alpha de type uranium urinaire, ausein d’un laboratoire d’analyses de biologie médicale. Nous avons vu que l’un desparamètres principaux dans l’évaluation de SD était la détermination la plus précisepossible du bruit de fond. La difficulté essentielle est ici d’estimer sur les spectreséchantillons la valeur du bruit de fond dans les régions d’intérêt des trois isotopes234U – 235U et 238U. Ces difficultés proviennent destrès faibles valeurs de comptages ainsi que des traînes générés par les phénomènesd’atténuation en énergie dans les échantillons. L’amélioration des SD et des limites dedécision (LD) a pu être obtenue par l’optimisation du marquage des zones d’intérêt ainsique l’optimisation de l’activité du traceur utilisé pour déterminer le rendement chimiquede la technique mise en œuvre. Cette étude s’est concrétisée par la réalisation d’uneinterface de présentation des résultats d’analyse, couplée à un logiciel de spectrométriealpha, permettant aux utilisateurs de disposer des informations nécessaires et suffisantespour juger au mieux et au plus bas niveau possible d’une éventuelle contaminationinterne.

La scintillation liquide est une méthode d’analyse de choix du suivi radio toxicologiquedes travailleurs susceptibles d’être exposés à des sources émettrices βpurs. Les éléments étant présents à l’état de traces dans les urines, il est nécessaired’optimiser la technique de mesure afin d’obtenir la meilleure sensibilité. Ces dernièresannées ont vu apparaître des nouvelles générations de liquides scintillants, moinspolluants et moins toxiques, destinés à remplacer les liquides scintillants traditionnels.Ces scintillants dits de « nouvelle génération » possèdent cependant un inconvénienttechnique à leur utilisation : une dissipation plus longue de l’énergie émise par lephoton de fluorescence résultant de l’interaction entre le milieu scintillant et lerayonnement. Ce phénomène a un impact direct sur la qualité de la détection et amène àrechercher une valeur du Delay Before Burst optimale qui permette de distinguer lessignaux du rayonnement de la source à mesurer, de ceux venant du milieu environnant. Cetteétude vise à montrer l’importance du choix de la valeur du paramètre Delay Before Burstdans l’optimisation des limites de détection pour les mesures en scintillation liquide.L’influence de ce paramètre a été étudiée sur les différents radionucléides mesurés auLaboratoire d’Analyses Médicales Radiotoxicologiques (LAMR) de l’Institut deRadioprotection et de Sureté Nucléaire (IRSN); le 3H, le 14C et le89Sr. Notre étude compare les rayonnements β mesurés avec unliquide scintillant traditionnel : le Pico-Fluor 40 et un liquide scintillant de nouvellegénération : l’Ultima Gold LTT.

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.

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.

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.

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.

Sand culture using radish (Raphanus sativus L.) and hydroponics using carrot (Daucus carota L.) were conducted to examine root-uptake of carbon and its assimilation in the form of 14C-acetic acid. 14C-acetic acid (1, 2-14C, radioactivity: 74 kBq) was added to each pot. Radishes were grown under the dark conditions or the light conditions for 24 h. Carrot were grown under the light conditions after 14C-acetic acid addition (radioactivity: 19 kBq). The 14C radioactivity in each plant part was determined. The distribution of 14C in the plants was visualized using autoradiography. For a comparison, autoradiography was also done using 22Na. The results indicated that the root vegetables absorbed 14C through the roots and assimilated it into the shoots and edible parts. However, the amount of 14C-acetic acid absorbed by plants through the roots was considered to be very small. Absorption and assimilation of 14C seemed to be carried out not because of uptake of 14C-acetic acid but because of uptake of 14C in inorganic forms with very low concentration. 14C dominantly transferred to the plant parts where were physiologically active. 14C movement in the plant did not have a close relation to water movement unlike 22Na movement.

Le cristallin est un organe radiosensible. En avril 2011, la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR) fixait à 500 mGy la nouvelle dose seuil d’apparition d’effets déterministes au cristallin. Les patients qui présentent un anévrysme intracérébral rompu bénéficient d’examens scanographiques de l’encéphale (CT) justifiés, pour le diagnostic et le suivi post traitement, réalisé le plus souvent par embolisation radioguidée. Ces examens itératifs exposent le cristallin aux rayons X. Cet article chiffre l’exposition des cristallins de 18 patients ayant bénéficié en 2011 d’examens scanographiques encéphaliques suite à une rupture d’anévrysme intracérébral, et propose un moyen de diminuer cette exposition. Dans notre étude, 44 % des patients étudiés ont reçu une dose supérieure à 500 mGy au niveau des yeux, générée par les examens scanographiques et en particulier les CT de perfusion, indispensables pour évaluer le risque d’ischémie retardée par vasospasme. Nous avons observé qu’en positionnant les patients en hyper flexion cervicale lors de la réalisation des scanners de perfusion, la dose aux cristallins pouvait être diminuée de près de 50 %.

Récemment encore, les méthodes d'imagerie proposées dans le diagnostic précoce des lésions d'irradiation localisée semblaient faire défaut. La tomodensitométrie et la scintigraphie augallium-67, examens de pratique courante, ont été étudiées dans un modèle expérimental d'irradiation localisée, développé après plusieurs accidents de surexposition. Douze lapins ont étéirradiés par une source d'Iridium-192, avec une dose unique de 120 Gy à la peau délivrée en regard du muscle iliospinal droit, au niveau de la cinquième vertèbre lombaire. Des modificationsprécoces ont été observées dans ce modèle expérimental par ces 2 méthodes d'imagerie in vivo, avec un hyperfixation scintigraphique en regard de la lésion d'irradiation dès le troisième jouraprès irradiation et des anomalies tomodensitométriques évolutives au cours du premier mois, avec des résultats homogènes dans toute la cohorte. Ces 2 techniques pourraient contribuer à undiagnostic précoce et une évaluation pronostique des lésions d'irradiation aiguë. Un suivi portant sur une durée de 18 à 24 mois, permettant d'aborder les processus tardifs, classiquementcaractérisés par des délabrements musculaires et le développement d'une sclérose atrophique.