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.

Pour connaître la quantité de substances toxiques inhalées, on fait appel à des valeurs standard du volume d'air respiré quotidiennement par les personnes exposées aux gaz et aux aérosols. A l'occasion de la révision du modèle dosimétrique des voies respiratoires de la Commission Internationale de protection radiologique (CIPR), ces valeurs ont été actualisées pour l'adulte et complétées pour l'enfant, grâce à des données récentes sur la ventilation au repos et à l'exercice et à l'aide d'enquêtes sur l'emploi du temps des individus types de la population publiées par l'Institut national de la statistique et des études économiques (INSEE). Les résultats sont donnés sous forme de tableaux pour les adultes et les enfants de 3 mois, 1, 5, 10 et 15 ans ; ils sont légèrement différents de ceux publiés auparavant par la CIPR et par le Comité scientifique des Nations unies pour l'étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR).

Les CLI ont un rôle important pour suivre l’impact des centres nucléaires et communiquer les informations aux populations. L’ANCLI regroupe des CLI pour permettre une mise en commun des travaux et une bonne représentation des CLI. Les publications, l’organisation d’un colloque et des sessions de formation sont des actions de l’ANCLI. Ces ensembles CLI et ANCLI sont soumis à des textes législatifs ou réglementaires qui imposent des évolutions.

La prévention d’une contamination interne chronique des populations par des radionucléides présents dans l’eau de boisson nécessite la mise en place d’une surveillance du niveau de radioactivité de l’eau. Le code de la santé publique introduit quatre paramètres pour la surveillance de la qualité radiologique des eaux destinées à la consommation humaine. Dans le cas particulier des émetteurs de particules alpha, compte tenu des caractéristiques de ces rayonnements, l’expression de l’activité alpha globale dans une eau nécessite au préalable de déterminer expérimentalement le facteur de correction de l’auto absorption de ces particules par le résidu sec de l’échantillon à analyser, au risque de sous estimer le résultat. Cet article décrit le protocole appliqué par le laboratoire du Service de protection radiologique des armées pour exprimer ce facteur f en fonction de la masse m de résidus, pour valider statistiquement cette relation et évaluer l’incertitude qui lui est associée. La relation obtenue dans l’exemple présenté est linéaire et s’exprime par f = 0,0253 m + 1,2813. Cette formule est valable pour des eaux de caractéristiques similaires au site pour lequel elle a été établie et pour des masses de résidus comprises entre 0 et 100 mg. L’incertitude relative sur f quelle que soit la masse de résidu est de 11 % (k = 2). Dans un deuxième temps sont présentés à titre d’illustration les sites de la défense qui nécessitent une surveillance de l’activité alpha dans l’eau, comme les sites d’expérimentation des obus flèches à l’uranium appauvri de Bourges et de Gramat.

La Commission internationale de protection radiologique a récemment approuvé un nouveau modèle pour la dosimétrie des voies aériennes. Ce modèle a été conçu pour décrire le plus fidèlement possible l'incorporation, le dépôt etle devenir biocinétique des radionucléides inhalés, et pour calculer les doses délivrées à l'appareil respiratoire. Un logiciel, basé sur le nouveau modèle, a été développé pour faciliter l'application pratique des nouvelles recommandations,et permettre d'en évaluer les conséquences radiologiques pour le poumon et lesautres organes. LUDEP 1.0 (LUng Dose Evaluation Program) est un programme convivial pour ordinateur PC compatible IBM qui permet à son utilisateur de calculer les doses délivrées à l'appareil respiratoire et, secondairement,aux autres organes.

Le champ de rayonnement à bord des avions subsoniques a été étudié au moyen d'un ensemble complexe de dosimètres (compteur proportionnel équivalent au tissu (CPET), "remmeter" pour les neutrons, détecteurs thermoluminescents(DTL), détecteurs solides de traces (DST), et détecteurs à bulles). Les mesures ont été réalisées à bord d'un airbus A310-300 pendant des vols Prague-Montréal et Montréal-Prague au cours du mois de février 1995. Les résultats obtenus sont présentés, analysés et discutés tant du point de vue des réponses des différentsdosimètres que du niveau d'irradiation générale.

Une installation de production de gammas de capture a été réalisée auprès du réacteur ISIS du Centre d'études de Saclay pour l'étalonnage des instruments de radioprotection à des énergies de photons comprises entre 1 et 10 MeV. Les caractéristiques de deux faisceaux obtenus à partir de cibles de titane et de nickel sont présentées. Leur énergie moyenne pondérée sur la fluence est respectivement de 5,14 et 6,26 MeV. Les débits de dose maximaux dans un fantôme d'eau à la puissance maximale de la pile sont de l'ordre de 200 mGy/h. La réponse de deux types de dosimètres individuels, un dosimètre photographique à écrans multiples et un dosimètre thermoluminescent, est donnée à titre d'exemple. Elle montre, dans le cas présent, qu'un dosimètre parfaitement étalonné aux gammas du 60Co peut sous-estimer la dose à 5 ou 6 MeV d'un facteur 2 à 5 ou la surestimer de 50 % suivant l'écran placé devant l'élément détecteur.

La radiothérapie interne ou vectorisée consiste à injecter aux patients des radiopharmaceutiques afin de délivrer des doses de rayonnements aux tumeurs ou organes ciblés. La réalisation d’études dosimétriques est nécessaire pour chaque patient traité par radiothérapie vectorisée ainsi que pour les sujets contaminés par inhalation, blessure ou ingestion. Afin d’atteindre la précision requise dans de tels cas, nous avons développé une méthode dosimétrique, basée sur le code Monte-Carlo de transport des particules MCNPX. L’anatomie de chaque patient ou sujet contaminé est prise en compte sous forme d’une géométrie voxélisée créée à partir d’images tomodensitométriques (CT) ou de résonance magnétique (IRM). Cet outil baptisé ŒDIPE (acronyme d’outil d’évaluation de la dose interne personnalisée) permet de réaliser des études dosimétriques à l’échelle des organes et du voxel. La validation d’un tel outil est complexe car les sources de variations du calcul dosimétrique sont multiples : méthodes de calcul, définitions et représentativité de la géométrie. L’étude présentée ici a pour but de valider l’outil ŒDIPE par comparaison de ses résultats avec des mesures expérimentales obtenues à l’aide de fils thermoluminescents. La comparaison des doses moyennes calculées et mesurées est satisfaisante. Cependant, la mesure et le calcul des distributions spatiales de dose le long des fils thermoluminescents, bien qu’ayant des allures comparables, présentent des écarts significatifs. Cela est dû au fait qu’il est impossible de faire correspondre exactement une portion de fil à un voxel donné.

Un cas exceptionnel de radiothérapie peropératoire intracardiaque a nécessité l’organisation de ce traitement administrativement, mais aussi en terme de radioprotection. En effet, le traitement devait être effectué dans un établissement non prévu pour des irradiations. Nous avons donc dû préparer, informer, simuler avant la réalisation. Avec l’énergie des photons de 50 kVp et les précautions prises il n’y a eu aucune incidence sur le personnel et l’environnement. Ce cas montre qu’il est possible d’envisager une externalisation de la radiothérapie peropératoire sous réserve des procédures d’autorisation et des mesures de radioprotection.

L’article R. 4456-1 du code du travail fait obligation au chef d’établissement de désigner au moins une personne compétente en radioprotection (PCR). Bien que les prérogatives de celle-ci soient exercées sous la responsabilité du chef d’établissement, les règles traditionnelles de mise en cause de la responsabilité s’appliquent aussi bien au chef d’établissement qu’à la PCR. Qu’il s’agisse de la responsabilité civile, dont l’objet est de garantir la réparation d’un dommage par son auteur, ou de la responsabilité pénale, qui vise à sanctionner un comportement répréhensible, la PCR n’échappe pas à ces règles de droit commun qui, toutefois, s’appliquent de manière particulière compte tenu de ses missions quotidiennes. Si la responsabilité de l’employeur est davantage mise en cause, notamment du fait de l’autorité qu’il exerce sur son employé, la PCR ne doit pas être considérée comme irresponsable sur les plans civil et pénal puisqu’elle est susceptible d’être mise en cause par un salarié victime d’un dommage. L’activité de la PCR – et donc les cas permettant l’engagement de sa responsabilité – repose largement sur les moyens dont elle dispose et le contexte dans lequel elle exerce sa mission. Le juge tient d’ailleurs largement compte des ressources dont dispose un agent pour juger de sa responsabilité. Dès lors, les relations de la PCR avec les autres acteurs de la radioprotection, internes ou externes à l’établissement, sont déterminantes.

In this study it is shown how the behaviour of radionuclides in agricultural soils can be quantitatively estimated. The sorption of those nuclides onto soil particle surfaces is a key process which every predictive model has to take into account. This has been accomplished by implementing a component additivity (CA-) model into the well known geochemical code PHREEQC that includes the most important sorbents clay, amorphous iron oxide and organic matter. For uranium and cesium it is shown that model calculations are in excellent agreement with experimental data.

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.

Une étude radioécologique a été menée sur les canaux rhodaniens du réseau hydraulique régional propriété de la région Languedoc Roussillon, gérés par BRL. Ces canaux transfèrent de l’eau du fleuve Rhône vers les territoires des départements du Gard et de l’Hérault à des fins d’irrigation et de production d’eau potable. Nos résultats montrent que les caractéristiques hydrauliques intrinsèques des canaux de transport d’eau influent sur la distribution solide/solution des éléments traces en transit et par conséquent sur leur transfert vers les milieux récepteurs. Si les concentrations en phase dissoute (eau filtrée) sont conservées, les concentrations en phase particulaire (matières en suspension et sédiments) sont significativement modifiées au cours du transit. Outre la ségrégation granulométrique des particules entre l’amont et l’aval du système, ces résultats sont très probablement liés à la production biologique autochtone (phyto et zooplancton). Ces résultats originaux soulignent le caractère atypique des canaux de transport d’eau quant au transfert des éléments potentiellement contaminants.

Plasma Flt3-ligand as a prognostic bio-indicator of radiation-induced bone marrow damage.Following an accidental irradiation, the choice between different therapeutic strategies mainly depends upon the estimated radiation-induced bone marrow damage. It was shown recently that the serum concentration of Flt3-ligand (FL), a cytokine mainly acting on immature haemopoietic cells, is highly elevated in either acquired or induced bone marrow aplasia. This suggested to us that FL measurement could be used as a bio-indicator of radiation-induced bone marrow damage. In order to verify this hypothesis, studies were conducted in a non human primate model as well as in humans undergoing radio and/or chemotherapy. Results showed that the increase in FL concentration on day 5 after irradiation is predictive of the evolution of the haemopoietic syndrome. Similar results were obtained in humans. Overall these results suggested that FL measurement could be used as a reliable bio-indicator of radiation-induced bone marrow damage in accidental irradiation situations.

NCRP report No.160 states medical exposures constituted nearly half of the total radiation exposure of the US population from all sources in 2006 [1]. Part of this increase in exposure is due to the rise in nuclear medicine procedures. With this observed growth in medical radionuclide usage there is an increase in the activity being released into wastewater after medical procedures. Often medical radionuclides are not 100% radionuclide pure, but meet a certain standard of purity. Of particular interest are the longer lived impurities associated with these medical radionuclides. The longer lived impurities have a higher chance of reaching the environment. The goal of this study is to identify radionuclide impurities associated with some of the more common radiopharmaceuticals Tc-99m and I-131, locate and quantify the levels of these impurities in municipal wastewater, and make a determination as to the potential long-term impact.

In order to perform radiological impact assessments of radioactive waste disposals, a compartmental model taking into account generic data for biosphere transfer parameters values is usually used. To improve its performance assessments calculations, Andra (French national radioactive waste management agency) decided to adapt this type of biosphere model to its sites conditions. On one hand, specific models have been developed such as model for 36Cl based on isotopic dilution and on local stable chlorine contents. On the other hand, biosphere transfer factors values are issued from experimental studies adapted to Andra context: soil characteristics, climate, agricultural habits and species. These specific data are useful only if main factors controlling mobility have been determined previously for each radionuclide, which implicates good knowledge of environmental radionuclides behaviour. This site-specific approach allows to reduce uncertainty and range of variation of impact calculations and ensure a consistent model. It helps also to achieve scientific community approval by showing mastery of radionuclides environmental processes and public understanding by focusing demonstration on real local conditions. The methodology is fully presented. Two examples for uranium and chlorine and the limits of this approach are given.

En 1988, à l'initiative de la Commission des Communautés européennes, ungroupe d'experts européens a réalisé une étude visant à optimiser l'informationdiagnostique contenue dans un cliché radiographique ainsi que l'irradiation despatients soumis aux examens de radiodiagnostic. Dans ce cadre, une enquête aété effectuée auprès de 900 patients examinés dans 24 services de radiologieen Europe et des données ont été recueillies pour les examens radiologiquessuivants : thorax, crâne, colonne lombaire, bassin, appareil urinaire et sein. Lesprincipaux résultats de cette enquête sont présentés. Les techniques radiologiquesutilisées au cours de ces examens ainsi que les doses à l'entrée mesuréesdirectement sur les patients sont analysées. Sur la base d'une "note médicale"définie par un groupe de radiologues, chaque incidence radiologique a été évaluéeen vue de rechercher la technique d'examen "optimale". Une telleapproche a nécessité la prise en compte des différents paramètres physiquesqui influencent les doses reçues par les patients et la qualité des imagesradiologiques (kVp, exposemètre automatique, classe de sensibilité des couplesfilm-écran...).

Résumés des communications présentées lors de la table ronde qui s'est déroulée le 27 novembre 1991, à Fontenay-aux-Roses, avec le soutien du Commissariat à l'énergie atomique et de la Société française du tissu conjonctif.

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.