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.

Une enquête épidémiologique, initiée en 1989, a été réalisée dans les centrales nucléaires de la vallée de la Loire et du Blayais. Elle porte sur les conditions de travail, l'organisation du travail et leurs liens avec la santé lors des arrêts de maintenance annuels dits arrêts de tranche programmés (ATP). Dans cette étude, transversale, la santé a été essentiellement examinée sous ses aspects psychologiques : anxiété et symptômes dépressifs (échelles de Spielberger et CES-D). Des comparaisons ont été effectuées en et hors arrêt, sur quatre groupes professionnels différemment sollicités, chaque sujet étant pris pour son propre témoin. Le test du khi-deux a été utilisé pour les variables qualitatives et le test sur la différence pour les variables quantitatives. On observe en ATP des heures supplémentaires et des horaires atypiques déclarés plus fréquents (p < 0,01), un rythme de travail et des règles de sécurité jugés plus contraignants, une exposition à l'irradiation jugée plus importante (p < 0,01). Des modifications de l'état psychologique en ATP ont été objectivées pour les agents de conduite alors qu'elles étaient attendues pour les agents de maintenance. Des résultats analogues ont été obtenus en tenant compte de la fréquence des arrêts. Des interprétations sont données en faisant référence à des études qualitatives sur le sujet. Ceci invite à prolonger la réflexion selon les deux axes d'approches, quantitatif et qualitatif.

In freshwater, radionuclide transfers depend both on exchanges between liquid and solid phases and on mass transfers between suspended and bottom sediment. Whereas the former ones depend on chemical processes (sorption/desorption, complexation ...), the latter ones are regulated by hydrological and sedimentary considerations (dispersion, erosion, deposit ...) closely related to the interactions between flow, suspended matter and bed sediment. Previous studies highlight the need to consider the matter heterogeneity and its specific sediment dynamics to correctly report the in homogeneity of fluxes in time and in space. These considerations lead us to develop an experimental method to distinguish the different particle groups present in natural water, mainly according to their settling kinetics. In this context, this paper presents the experimental protocol TALISMEN to characterize a natural bulk suspension according to its main settling kinetics groups. In a first step, this identification is achieved by the use of a settling tank that allows the monitoring of the suspended solid concentrations at various depths, combined to a settling model applying a multi-class approach. In a second step, the particle groups are isolated and characterized. The sorption property of each group toward 137Cs is determined by estimation of its distribution coefficients (kd) and sorption kinetics.

The 10th european ALARA network (EAN) workshop took place in Prague (Czech Republic) in September 2006. This was the 10-year anniversary of the EAN, and unlike the previous workshops that addressed a particular ALARA topic, the aim of this workshop was to consider the implementation of the optimisation principle in all domains of activities (nuclear and conventional industry, medical sector, NORM industry). This principle is fundamental to radiation protection, and the workshop drew together key stakeholders to discuss its past, present and future status. The workshop was asked to consider the practical implementation of ALARA, and how this might be improved in the next 10 years. The objectives of the 10th EAN workshop were to review the past evolution of the ALARA concept, internationally, within the EU, and nationally, in terms of the practical impact on radiation protection; to examine the current status of the implementation of the ALARA principle; and to identify needs for future developments in the concept and implementation of optimisation. As with previous workshops, half the programme time was devoted to invited presentations, and half to working group discussions and report backs. After discussion, the output of these working groups was collated by the EAN co-ordinators, to produce seven formal recommendations to international organizations (IAEA, International Labour Organisation, European Commission), to EAN itself and to national authorities. These recommendations deal with justification of practices, holistic approach, ALARA culture, ALARA training, especially in the medical sector, ALARA focus through inspection and control, and stakeholder involvement. Individual presentations (papers and slides) are available to download from the EAN website (http://www.eu-alara.net).

For dose assessment following chronic or accidental inhalation of radioactive aerosols, the dosimetric models of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) provide dose coefficients, retention and excretion functions. Unknown date or dates of intake is the major source of uncertainty in dose assessment during routine monitoring of nuclear workers. The two assumptions commonly made in dose assessment from an unknown time pattern of intake have been tested experimentally with a model of repeated inhalation by rats. The hypothetical intake derived from lung measurement was relatively reliable under the two hypotheses. The hypothetical intake derived from excreta measurement depended on the choice of hypothesis and on the real time pattern of intake.

Lors d'une suspicion d'exposition accidentelle aux rayonnements ionisants, la détermination de la dose reçue au moyen de paramètres biologiques est une part importante de la stratégie thérapeutique, en complément des signes cliniques et de la dosimétrie physique. Le dénombrement des aberrations chromosomiques instables dans les lymphocytes du sang périphérique est aujourd'hui la méthode de référence. La préparation des échantillons biologiques dépend cependant du but à atteindre, de l'expertise précise de suspicions d'irradiations ou du tri rapide en cas d'accident de grande envergure. Une adaptation peut être nécessaire s'il s'agit d'irradiation hétérogène ou ancienne. Malgré cette robustesse et ces adaptations, la cytogénétique conventionnelle reste une technique lourde, longue, réservée à du personnel spécialisé. Le dénombrement des micronoyaux dans les lymphocytes binucléés peut constituer une alternative, apparemment plus facile et plus simple que le test des dicentriques. À partir de l'expérience acquise par l'IPSN ces dernières années sur l'expertise des suspicions d'irradiation, ce papier a pour but de dresser un bilan technique quoique succinct de ces différentes approches telles que nous les avons adaptées aux suspicions d'irradiation récente.

Les investigations du rayonnement cosmique font partie à la fois de la physique des particules élémentaires, de l'astrophysique, de l'environnement, de la radioprotection et des techniques instrumentales liées à toutes ces disciplines. L'évolution technique et scientifique actuelle met de plus en plus souvent l'homme et le matériel dans des conditions d'exposition radiative quasipermanente (espace - énergétique - milieu médical - applications industrielles). Le développement des techniques de détection et la bonne connaissance des champs de rayonnement représentent en général une base essentielle pour une radioprotection efficace et préventive. Les études effectuées au cours de ce travail ont mis en évidence de nombreux phénomènes tels que les cascades électromagnétiques ou l'effet Tcherenkov. Les variations du rayonnement cosmique peuvent être évaluées avec un télescope muonique et des détecteurs Tcherenkov à base d'eau. De plus, la détection des particules les plus énergétiques du rayonnement cosmique peut être basée sur l'enregistrement des photons Tcherenkov créés dans l'atmosphère. Ainsi, ces nouvelles techniques jouent un rôle déterminant dans la recherche du spectre et la composition du rayonnement cosmique primaire. Ce travail a permis l'utilisation de différents codes Monte-Carlo pour simuler des cascades électromagnétiques et hadroniques dans différents milieux (EGS4 et CORSIKA 5.62). La partie “ utilisateur ” du code EGS4 a été complétée par l'effet Tcherenkov pour modéliser cet effet dans l'eau et simuler la réponse d'un détecteur concret. Les résultats obtenus ont permis d'estimer l'efficacité du télescope muonique développé à l'université de Blagoevgrad en Bulgarie et des études expérimentales liées à ce modèle ont servi à optimiser le fonctionnement du télescope muonique et donc à améliorer ses performances. Différentes caractéristiques des grandes gerbes de l'air, plus précisément la fonction de la distribution latérale du rayonnement Tcherenkov ont été obtenues par le code CORSIKA 5.62. Une approximation analytique a été trouvée. Une méthode basée à la fois sur la solution d'un problème inverse et sur l'enregistrement des photons Tcherenkov a été proposée pour déterminer la composition du rayonnement cosmique et pour estimer son spectre.

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...).

The Angra dos Reis nuclear power plant site is located 130 km south from Rio de Janeiro city. Seawater is used as cooling water for both units; the cooling water is pumped from Itaorna Bay and discharged into Piraquara de Fora Bay, together with the liquid effluents from the two NPPs. Piraquara de Fora Bay belongs to a large bay system, Ilha Grande Bay and, therefore, conservative radionuclides in seawater will reach this bay with the tidal movement and, at the end, exported to open sea. Radium isotopes behave conservatively in seawater and can be applied as natural tracers to carry out dispersion studies. Two transets involving eight sampling points each were performed in Ilha Grande bay and 228Ra, 226Ra, 224Ra and 223Ra determination realized. The results have shown that the conservative radionuclide dispersion is controlled by eddy diffusion with negligible net offshore advection. The calculated eddy diffusion coefficient was 26 km2 ⋅ d-1 and 25 km2 ⋅ d-1, based on 223Ra and 224Ra respectively.

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.

L'expérience acquise à Comurhex Narbonne dans la surveillance de l'expositiondes travailleurs à des composés industriels de l'uranium nous a permis de développerune méthode d'évaluation des risques au poste de travail. Cette méthodeappliquée à l'UF4 comporte 4 étapes :1. la connaissance des caractéristiques physico-chimiques du composé (densité,surface spécifique, spectrométrie X et enrichissement) ;2. l'évaluation des concentrations au poste de travail ainsi que la granulométrie ;3. la solubilité in vitro dans des solutions biologiques synthétiques de type Gambleavec l'étude des effets de certains éléments comme l'oxygène ou les ionssuperoxydes O[math] ; ceci permettra de définir la solubilité du composé en terme dedissolution suivant la classification CIPR (D, W, Y) ;4. la surveillance radiotoxicologique à l'aide d'examens de routine dans les urineset de compléments de mesures par le dosage des selles et par des anthropogammamétries.Les résultats et données actuelles sont présentés.

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.

The management of high level radioactive waste is nowadays recognised as a complex decision-making where no solution can be reached solely on the basis of technical considerations. While this issue is acknowledged as a problem for the community as a whole, waste management remains a global problem looking for a local solution. Starting from this view, COWAM network (Community Waste Management), developed under the Fifth Framework Programme of the European Commission, addressed the following objectives: 1) To empower local actors through a networking process; 2) To gather and discuss the available experiences of decision-making processes at the local level within their national context in Europe; 3) To set up an arena for balanced exchanges between local actors, NGOs, regulators and implementers; 4) To promote new approaches to decision-making in national contexts in Europe. COWAM network comprises 230 delegates from 10 European countries, involving in priority local communities and NGOs. The emphasis put on the local participation enabled members of COWAM network to overcome distrust and to build common lessons and views beyond usual stakeholder positions. Through the analysis of case studies different issues were identified, among them two relate more specifically to expertise and environmental quality in the long term and sustainable development.

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.

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.

Après avoir rappelé les enjeux liés à la future gestion des déchets de très faible activité pour EDF en terme de tonnages, on décrit à quoi conduit l'application des principes liés à cette gestion :zonage des installations, mise en place de filières, traçabilité des déchets et contrôles associés. L'origine des déchets est ensuite décrite de manière qualitative et quantitative, notammentl'étalement de leur production dans le temps. La gestion des TFA envisagée à EDF est abordée : stockage dans un centre de stockage dédié et filières de traitement/élimination dont l'impactradiologique et le coût seraient jugés acceptables. L'exemple d'étude de filières de traitement des huiles TFA est alors développé : notamment les hypothèses retenues et les principaux résultatsen matière d'impact radiologique. On justifie le choix de l'incinération et l'on décrit les difficultés pressenties pour sa mise en oeuvre industrielle. Les autres études en cours sont citées et lesprincipales conclusions sont tirées : période charnière, pour le sujet, entre réflexion et action ; adaptation des démantèlements engagés aux principes en cours d'émergence et forte communicationassociée.

Le standard CEI 62471 décrit les limites d’exposition aux sources de rayonnements optiques incohérentes à large spectre, depuis l’UV jusqu’à l’IR en passant par le visible. Son application apparaît particulièrement justifiée pour l’évaluation de sources à LEDs blanches à luminophore, qui combinent une luminance élevée et un spectre riche en ondes courtes (bleu), ce qui expose potentiellement l’œil humain à un risque de lésions rétiniennes (Blue Light Hazard). En théorie, il s’agit simplement de mesurer la luminance énergétique spectrique de la source lumineuse à l’intérieur du champ visuel de l’œil en mouvement puis de la pondérer par la fonction décrivant le risque rétinien en lumière bleue. En pratique cependant, la mesure est assez faiblement répétable lorsque les sources en question n’offrent que des surfaces relativement inhomogènes du point de vue de la luminance. Des protocoles de mesures basés sur l’imagerie CCD permettraient probablement d’améliorer la répétabilité de la mesure. Cet article propose une première approche d’une méthode simple d’évaluation du risque par imagerie monospectrale.

La distribution spatiale de la dose à la surface d'une "particule chaude", petitesphère radioactive de 60Co, à été obtenue par thermoluminescence (TL) par chauffage laser et par stimulation optique (OSL). Les avantages et limitationsrespectifs des deux techniques de lecture, TL et OSL, sont discutés. Un débit de dose maximal de 79 Gy/h est mesuré au centre du détecteur TL (CaSO4:Dy déposé sur un support en kapton).