L’objectif de cette étude est de faire le point sur l’irradiation du patient dans le domaine de la radiologie dentaire. Les avancées technologiques en imagerie médicale amènent des perspectives intéressantes quant aux possibilités de réduction des doses. Dans ce travail, les doses délivrées aux patients lors d’examens intra-oraux, panoramiques et tomographiques, ont été évaluées sur quelques installations. La dose au patient est généralement estimée en utilisant des indicateurs dosimétriques, tels que le kerma dans l’air à la surface d’entrée du patient (KASE) et le produit kerma surface (PKS). Ces valeurs sont facilement mesurables et permettent d'évaluer la dose efficace pour un patient standard. Le PKS a été mesuré pour un système intra-oral analogique muni de films de sensibilité D et E/F, ainsi que pour une installation munie d’un détecteur numérique. Afin d’évaluer les doses en radiographie panoramique, le PKS a également été déterminé pour des orthopantomogrammes (OPGs) de différentes générations. Finalement, les doses délivrées aux patients lors d’examens tomographiques en implantologie ont été évaluées à l’aide des mesures du produit kerma longueur (PKL) et de l'indice dedose en tomodensitométrie (CTDIw) pour deux types d’installation : un tomodensitomètre muni des fonctions Dentascan et un système dédié basé sur la technique DVT (Digital Volume Tomography). L'utilisation d’un film E/F au lieu d’un film D permet de réduire le PKS d’un facteur 2 avec une légère augmentation du bruit de l’image. Les systèmes numériques permettent une réduction additionnelle de la dose d’un facteur 6 mais avec une dégradation importante de la résolution spatiale (passage de la FTM à 50 % de 13 mm–1 à 5 mm–1). Le PKS mesuré sur les OPGs a démontré que l’ancien système génère une dose trois fois plus élevée qu'un système plus récent. Le système de tomographie dédié permet de réduire la dose au patient d’un facteur 18 en comparaison avec un système CT Dentascan.

La réalisation du programme d’expérimentations nucléaires en Polynésie française a été accompagnée par la mise en place d’un dispositif de surveillance radiologique de l’environnement, qu’il s’agisse du milieu physique ou biologique, continental ou marin, végétal ou animal, afin de s’assurer de l’absence de risque pour les populations. Ce dispositif a pris toute son importance avec les essais réalisés dans l’atmosphère entre 1966 et 1974. Sa mise en œuvre a nécessité des moyens importants en matériel et en personnel avec l’intervention d’organismes civils et militaires ou parfois mixtes. La surveillance a naturellement été exercée de façon très complète dans les zones voisines des sites de tir, mais aussi sur l’ensemble du territoire polynésien, notamment les atolls les plus peuplés. Elle a porté également, mais de façon plus allégée, sur des zones lointaines, comme les pays andins, en raison de leur situation géographique. Les résultats obtenus par les différents laboratoires impliqués étaient rassemblés et interprétés afin d’assurer l’information des responsables et des autorités, notamment en Polynésie, et à travers eux la population. Ils ont été chaque année transmis au comité scientifique des Nations-Unies pour l’étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR). Le dispositif de surveillance est ainsi décrit, en dehors des zones proches des zones de tir, avec la présentation des différents organismes impliqués et celle des différents programmes de surveillance.

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.

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.

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.

Les évaluations de doses aux populations riveraines des installations nucléaires nécessitent la meilleure connaissance possible des modes de vie locaux. Cependant, les enquêtes de mode de vieréalisées aux alentours de ces installations sont relativement rares. Cet article recense les valeurs disponibles pour renseigner différents paramètres de mode de vie associés aux voiesd'expositions des installations nucléaires situées en bord de mer ou de rivière. Les budgets temps, les facteurs de protection de l'habitat, les débits respiratoires et l'ingestion accidentelle deaude mer ou de rivière, de sable ou de sol sont traités. Les valeurs présentées peuvent être utilisées en première approche à défaut de valeurs spécifiques du site étudié. Les valeurs recenséesproviennent de deux origines différentes. Soit-elles ont été utilisées dans des études de sites publié es, les références bibliographiques britanniques ont plus particulièrement été étudiées, soit cesont des valeurs d'usage utilisées arbitrairement par les experts et figurant par défaut dans les logiciels de calcul de doses de l'Institut de protection et de sûreté nucléaire. Des valeurs sontproposées pour l'individu moyen et pour des groupes de populations particulièrement exposés de par leurs habitudes de vie.

Sediments may act as a sink for nutrients and trace metals after deposition. It may pose a risk for surface water quality and ecosystem health when environmental changes lead to release nutrients and trace metals stored in these sedimentary stocks. The management of the quality of freshwater systems needs to understand the processes of remobilisation of these stocks. This mobility is dependent on the erosion, on the interstitial diffusion of the mobile phases and on the bioturbation. These mechanisms depend on early diagenetic processes that condition the physical and biogeochemical properties of the sedimentary column. These properties are mainly influenced by the redox transformations resulting from oxidation of the organic matter by the microbial activity. These reactions generate vertical profiles of nutrient and metals concentrations along the sedimentary column. This paper aims to propose a modelling and an experimental protocol to determine vertical profiles of nutrients and trace metals in saturated sedimentary columns of freshwater systems. The modelling approach is based on a coupling between bio-geochemical processes [1], interstitial diffusion [2, 3] and solid-liquid exchanges. The main originality of the model is the pH determination that is directly calculated from the pore water concentrations of the ionic species. As illustration, this paper presents an application to natural sediment cores collected in the Durance Rivers.

L'exposition aux rayonnements ionisants à des doses moyennes ou fortes entraîne une pathologie mixte. Dans plusieurs accidents d'irradiation, il a été constaté que les dysfonctionnements intestinaux étaient fortement impliqués dans le décès des patients. Cependant, l'apparition du syndrome gastro-intestinal, classiquement défini comme étant la perte de la muqueuse intestinale, n'est jamais très évidente. Néanmoins, il est admis que l'atteinte du système gastro-intestinal, plus particulièrement sa fonction de barrière, joue un rôle important dans l'évolution du syndrome de défaillance multiviscérale (Multiple Organ Failure) observée dans les derniers accidents (TokaïMura). Une exposition aux rayonnements ionisants provoque des modifications de la motricité intestinale qui peuvent conduire à la diarrhée. La diarrhée peut provenir également des altérations des processus d'absorption et/ou de sécrétion. En effet, une perte des cellules de la barrière intestinale et des modifications concomitantes de la fonction des systèmes de transport des nutriments et/ou des électrolytes sont observés. Ces fonctions intestinales sont sous le contrôle des multiples agents (tels que des contenus intestinaux, des neurotransmetteurs, des agents paracrines et des hormones) qui sont aussi modifiés. À l'heure actuelle, les traitements contre les atteintes digestives restent symptomatiques mais l'utilisation des facteurs de croissance et/ou l'apport de nouvelles cellules semblent prometteur pour l'avenir.

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.

Traces of short- and long-lived fallout isotopes (131I, 134Cs and 137Cs) were found in environmental samples obtained in northwest Germany (river sediment, rainwater, grass and milk) from March to May 2011, following the radioactivity releases after the nuclear accident in Fukushima, Japan. The found concentration values are consistent with reported concentrations in air, amount of rainfall and expected values applying simple radioecological models. The [134Cs]/[137Cs] ratio reported for air (about 1:1) allows for discrimination between “recent” and “old” 137Cs. Expected 136Cs values fell below the detection limits of the instrumentation, despite large sample masses and long counting times.

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.

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.

The French Decree of 25 May 2005 [4] relative to activities using naturally occurring radioactive materials (NORM) not used because of their radioactive properties imposes that the operators assess effective doses received by workers and populations. To date, about sixty studies have been submitted to the French public authorities. Within this context, the French public authorities asked IRSN to develop a tool for evaluating the quality and the comprehensiveness of these studies and for identifying industrial plants with radiological protection problems. This tool is aimed at helping the regional representatives of French public authorities in their duty to analyse these studies. The aim of this presentation is to illustrate the application of the tool developed by IRSN and to present the French feedback.

Advisability of using risks as indicators for estimating radiation impacts on environmental objects and humans has been justified. Results are presented from identification of dose burdens distribution to various cohorts of the population living within the Semipalatinsk Test Site (STS) and consuming contaminated farm products. Parameters of dose burden distributions are estimated for areas of livestock grazing and the most contaminated sectors within these areas. Dose distributions to meadow plants for the above areas have been found. Regulatory radiation risks for the STS population and meadow ecosystem components have been calculated. Based on the parameters estimated, levels of radiation exposure of the population and herbaceous plants have been compared.

Pour le transport des matières radioactives, c'est sous l'égide de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) qu'ont été définies, il y a déjà plus de trente ans, les premières règles adoptées par l'ensemble des pays de la communauté internationale. Ces règles, revues à plusieurs reprises, ont démontré leur efficacité puisque le transport de plusieurs dizaines de millions de colis n'a conduit, tout au long de cette période, à aucun événement ayant des conséquences radiologiques. Malgré ce résultat remarquable, le souci de l'industrienucléaire de garantir un niveau de sécurité le plus élevé possible se traduit par une remise en cause permanente de ces règles. Ainsi, à peine la dernière révision de 1985 parue, des réflexions étaient engagées pour préparer la prochainerévision qui n'aura lieu qu'en 1996. Ces réflexions concernent des domaines très variés dont le transport en masse des déchets et nouveaux matériaux, une meilleure prise en compte d'autres risques pour certaines matières (UF6), laréévaluation technique de certains concepts de base à propos des transports aérien et maritime, l'impact des nouvelles recommandations de la CIPR.Compte tenu du niveau de sûreté élevé atteint, il y a lieu d'être extrêmement prudent avant de proposer toute modification qui, l'histoire le montre, va inévitablement dans le sens d'une plus grande sévérité. Cela exige une concertation de plus en plus étroite de l'ensemble des acteurs du transport, tant au niveau national qu'international, permettant de garantir le rôle de leader de l'AIEA, à défaut de quoi le risque est une disparition, à terme, du règlement basé sur un consensusinternational.