Since the Goiânia Accident in 1987, the Environmental Impact Assessment Service of the Institute of Radioprotection and Dosimetry started developing studies aiming to improve response for nuclear and radiological accidents. In 1993 radioecological studies for determining transfer factors adequate to main types of agricultural soils and crops cultivated in Brazil. While the studies proceeded, it was felt that mechanisms involved in soil-plant processes should be better understood. Sequential extraction was seen as an important tool to understand radionuclide behavior in the soil-plant system. After 15 years studying different types of tropical soils and several radionuclides, such as 137Cs, 90Sr and 60Co, it could be seen the relevance of site specific data to be used for environmental impact assessments and to the decision making process after an accidental contamination, and that these assessments need to be based on the knowledge of environmental processes governing the long term behavior of radionuclides at a specific type of environment.

Les préoccupations concernant la présence de substances radioactives dans l'environnement conduisent régulièrement à des expertises sur les niveaux d'activité des radionucléides dans l'environnement et à des évaluations de leurs impacts radiologiques sur les populations humaines. La crédibilité de ces expertises repose en partie sur la qualité et la fiabilité des mesurages. Ce document présente les systèmes d'organisations de la normalisation, nationale et internationale, ainsi que les documents normatifs publiés et les travaux de normalisation en cours relatifs à la métrologie des radionucléides présents dans les matrices environnementales.

An investigation of the latitudinal distribution of concentrationsof 137Cs at 19 stations in the surface water of the SouthernOcean on cross-sections to the South from the Cape of Good Hope(section SR2) and in the Drake Passage (30th cruise "Academic Ioffe",01.12.2009–09.01.2010) was performed. The data obtained reinforcedthe time-dependent exponential decrease in the 137Csconcentrations in the surface water of the Atlantic sector of theSouthern Ocean. Increased 137Cs concentrations were foundin the Drake Passage and in the section SR2 in the vicinity of thePolar Front. The average value of 137Cs concentrationsfor all measurements equals 0.18 Bq.m–3 σ = 0.11.

Une atteinte sévère au niveau de la sphère gastro-intestinale, consécutive à une exposition aux rayonnements ionisants à forte dose, est un risque majeur et peut impliquer le pronostic vital de la personne irradiée. En effet, de par sa radiosensibilité importante, l’intestin représente une cible directe lors d’une irradiation, mais peut également être affecté de façon indirecte via les lésions qui apparaissent au niveau d’autres organes, comme les brûlures cutanées ou l’atteinte du système hématopoïétique. De façon similaire à ce qui peut être observé dans d’autres cas d’agressions sévères du tractus gastro-intestinal, l’exposition aux rayonnements ionisants se caractérise notamment par la perte d’intégrité de la barrière intestinale qui peut entraîner, voire perpétuer la libération de médiateurs inflammatoires et/ou anti-inflammatoires ; ce type de réponse pourrait à son tour générer des atteintes au niveau d’autres organes. Dans ce contexte, l’intestin « lésé » peut être considéré comme jouant un rôle clé dans la mise en place du syndrome de défaillance multi-viscérale (SDMV) radio-induit. La spécificité des effets de l’irradiation repose sur le fait que les compartiments tissulaires et vasculaires sont conjointement altérés avec une aplasie cellulaire plus ou moins intense, une atteinte de la fonction de barrière et la présence d’un état inflammatoire ; ainsi, tous ces éléments doivent être pris en considération dans la réponse radio-induite de l’intestin, afin de mieux déterminer le rôle de cette dernière dans la pathologie mixte du syndrome aigu d’irradiation (SAI) à court et à long terme.

FAZO est un programme informatique de déconvolution des spectres de thermoluminescence, fondé sur l'algorithme de minimisation de fonctions de Levenberg-Marquardt avec les modificationsapportées par Fletcher. Elaboré et contrôlé au sein du laboratoire de dosimétrie externe du Centre de radioprotection et de s&ucric;reté (CRS, Alger, Algérie), le programme FAZO estactuellement utilisé pour la surveillance radiologique des personnels et de l'environnement à l'aide de détecteurs thermoluminescents. Dans ce travail, sont présentées les performances de FAZOvalidées à l'aide de spectres de thermoluminescence simulés obtenus à partir des équations cinétiques de Randall et Wilkins ainsi que par une confrontation avec les résultats d'autresprogrammes élaborés dans des laboratoires ayant participé à une campagne d'intercomparaison des programmes d'analyse des spectres de thermoluminescence. Il est aussi présenté desexemples de déconvolution des spectres expérimentaux du détecteur LiF:Mg,Ti (TLD 100 et TLD 700) irradié à 10 mGy et 20 Gy et du détecteur CaF2:Dy (TLD 200) exposé . 10 mGy. Enfin, lesrésulats obtenus par FAZO pour l'évaluation des paramètres cinétiques, l'énergie d'activation E et le facteur de fréquence s, du matériau LiF:Mg,Ti sont en bon accord avec les valeurs les plusrépandues dans la littérature consacrée à ce sujet.

Les conditions d'exploitation du charbon font que les mineurs travaillent en présence d'un risque d'exposition aux rayonnements ionisants. Ce risque provient des radionucléides naturels : radium présent dans les eaux et les sédiments des mines et descendants à vie courte du radon existant dans l'air des mines. La dose collective annuelle des mineurs (540 h.Sv) est plus élevée que celle des individus travaillant dans le domaine nucléaire en Pologne (137 h.Sv). Le système du contrôle et de la prévention du risque a été introduit dans les mines de charbon en 1989.

Comparative analysis of water from natural reservoirs located near a place of the underground nuclear explosion with rock outburst (Perm region) and the radium production industry storage cell (Komi Republic) with contrast levels of radioactive and chemical contamination was performed for the first time using bioindication and chemical analysis. Bioindication was carried out with anaphase-telophase chromosome aberration assay on A. schoenoprasum L. meristematic root tip cells. Even at very low levels of specific activity, both natural (238U, 232Th, 226Ra, 210Po, 210Pb) and artificial (90Sr, 137Cs, $^{230,240}$Pu) radionuclides contribute significantly (59-91 %) to an induction of genotoxic and toxic effects. The chemical factors strengthened or weakened the cytotoxicity effects and may modify a formation of certain type of chromosome disturbances. Our results clearly indicate that combined exposure to metal ions and radionuclides at levels officially adopted as permissible for humans may act synergistically and result in significant damage to different biota species.


L'accroissement de l'utilisation des produits radioactifs dans les laboratoires de recherche a généré de nouveaux risques pour les travailleurs de laboratoires. En milieu universitaire, l'arrivée régulière de nouveaux étudiants pose des problèmes particuliers. A l'aide de méthodes d'analyse ergonomiques, nous avons étudié les conditions d'utilisations des produits radioactifs dans quatre laboratoires de deux universités québécoises. Nous avons observé deux travailleurs ou plus par laboratoire durant 34 heures de manipulations de produits radioactifs. Nous avons également mesuré le niveau de contamination par la technique de frottis dans tous les laboratoires. Les règles et pratiques de travail varient selon le laboratoire de recherche et selon l'expérience de l'individu. Les sites contaminés étaient surtout les espaces communs et les sites occupés par de nouveaux utilisateurs. Le port du dosimètre n'était pas suffisamment constant pour assurer que la dose se mesure avec précision.Nos résultats nous permettent de classer les conditions pouvant comporter un risque d'exposition en trois catégories : 1) celles relevant de l'équipement, par exemple des écrans de dimensions insuffisantes ; 2) celles relevant des installations, par exemple un seul laboratoire maintenant un espace réservé à la manipulation des produits radioactifs ; 3) celles relevant de la formation du personnel en vue d'empêcher une contamination accrue des travailleurs ou des espaces avoisinants.

Un patient traité à la méta-iodobenzylguanidine (mIBG) marquée à l’iode-131 pour un phéochromocytome malin est décédé trois heures après injection. Afin de minimiser les risques liés à la radioactivité, la décision de garder la dépouille pendant seize jours a été prise. Le présent travail présente les niveaux d’exposition des différentes personnes étant intervenues dans la prise en charge de la patiente depuis son hospitalisation jusqu’à son enterrement ainsi que les dispositions prises pour éviter toute contamination et dissémination radioactive.

Radioactive releases in the environment around civilian nuclear facilities have significantly decreased over the last few decades, with the exception of tritium. In late 2007, papers published in the UK (RIFE 11 report, study by the HPA’s Advisory Group on Ionising Radiation (AGIR)) raised questions as to the behaviour of tritium in the environment. Given this context, ASN wanted to get a clear analysis of the existing studies into the issue and in early 2008 decided to establish two independent pluralistic working groups. Two main points of the discussions are on the bioaccumulation and the biological effects.

La dosimétrie des expositions internes aux radionucléides incorporés repose sur une connaissance aussi complète que possible du comportement des substances radioactives dans l'organisme.Ceci est essentiel pour interpréter les mesures d'activité faites dans le corps et ses émonctoires et les exprimer sous forme de quantités incorporées et de doses engagées. On décrit ici entermes généraux les voies d'incorporation, les transferts au sang, la distribution et la rétention dans les organes puis l'excrétion des radionucléides. L'ensemble de ces processus biocinétiquescomplexes est schématisé de façon à pouvoir être représenté par des modèles mathématiques accessibles au calcul. Depuis une dizaine d'années, la Commission internationale de protectionradiologique a entrepris la révision systématique de toutes ses recommandations pour tenir compte de l'évolution des connaissances : révision des facteurs de pondération du risque stochastique,révision complète du modèle respiratoire, révision de nombreux facteurs d'absorption digestive, élaboration de modèles spécifiques de certains organes et de certains éléments. Cette démarche aconduit à réactualiser la plupart des coefficients de dose pour les travailleurs.

Les paramètres métrologiques d'un dosimètre au sulfate ferreux sont normalement déterminés à l'aide de références dosimétriques primaires. Nous avons entrepris l'évaluation de ces paramètres au moyen d'un étalon secondaire et du protocole de détermination de dose de l'AIEA. Ainsi, nous avons déterminé expérimentalement la longueur d'onde d'absorption de l'ion ferrique (304 nm), le coefficient d'extinction molaire de l'ion ferrique [math] (218,7 ± 0,9) mol-1 m2 et le rendement radiochimique G (1,627 ± 0,04) 10-6 mol J-1. Les valeurs de [math] et de G s'écartent respectivement de 0,4 % et 0,6 % de celles recommandées par l'ICRU. La comparaison des doses absorbées dans l'eau obtenues à l'aide du dosimètre chimique développé et de la chambre d'ionisation a permis de déterminer le seuil de sensibilité du dosimètre de Fricke, qui se situerait à 20 Gy. Au-delà de ce seuil, le dosimètre développé au laboratoire d'étalonnage secondaire permet de déterminer la dose dans l'eau avec une incertitude globale de ± 1,2 %. Pour les pays qui ne disposent pas de références dosimétriques primaires, il est possible d'assurer le contrôle de doses utilisées en radiostérilisation à l'aide de ce type de dosimètre préparé et caractérisé dans un laboratoire d'étalonnage secondaire.

Les études et recherches relatives à l'environnement, c'est-à-dire la radioécologie, ont débuté en France au milieu des années 1950, essentiellement au Commissariat à l'énergie atomique. La mise en ?uvre de programmes nucléaires militaires, d'abord à l'étranger puis en France, a conduit à développer ces études, en raison des retombées dues aux essais atmosphériques américains et russes mais aussi des rejets des installations produisant les matières fissiles nécessaires (en France, le centre de Marcoule). Par la suite, le développement des utilisations civiles de l'énergie nucléaire a conduit à en faire une branche importante de la radioprotection. L'émergence de ces études, l'action des premiers acteurs, l'adaptation des structures, sont les éléments de l'histoire de cette discipline ; elles l'ont amenée, au milieu des années 1960, à son rythme de croisière. On présente l'histoire de la radioécologie durant cette période (1955-65), illustrée par les premières grandes études réalisées alors.

The UK Government has said that energy companies can invest in new nuclear power stations. As part of this, the safety, security and environmental regulators (the Nuclear Directorate of the Health and Safety Executive and the Environment Agency in England and Wales) are engaged in a process known as generic design assessment (GDA) that was proposed by UK Government to improve the process of consulting on and approving new nuclear power stations. The GDA process is expected to take about 3½ years to complete. From an environmental perspective, the Environment Agency is interested in assessing whether the proposed reactor designs represent the 'best available techniques' (BAT) with regard to environmental discharges. This paper describes a project that has been assessing BAT for radioactive discharges for analogues (i.e. the previous generation) of four reactor designs on which assessment work started in 2007. Where possible data on environmental discharges has been collated for individual radionuclides for a number of reactor analogues and the discharge performance has been normalized with respect to thermal and electrical outputs to allow trends in the data to be determined. Where possible, explanations for any trends have been identified.

Potential accidents with modern operative nuclear submarine and with transport of spent nuclear fuel along the Norwegian coastal line have been under evaluation. Hypothetical release scenarios which include immediate discharge of release fraction and constant release of fuel corrosion products, were developed. Modelling work has been done using a compartment model developed at NRPA which includes the dispersion of radioactivity in marine regions, processes of water-sediment interactions and dose assessment modules. Collective dose-rates to man, concentration of radionuclides in biota/sea-foods and doses to marine organisms were calculated. Results from the calculation of concentrations of radionuclides in marine organisms as well as doses to man and biota are discussed.

During the next few years the Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co. (SKB) performs site investigations at two sites in Sweden for a future repository of spent nuclear fuel. Parallel an encapsulation plant is planned to encapsulate the spent fuel in copper canister according to the KBS-3 method. The purpose of the SR-Can safety assessment is to show the performance of the canister isolation at different sites for a repository at 500 meters depth in crystalline rock. Moreover SR-Can provides an example how the site specific safety assessment of a deep repository will be made in year 2006-2008. To able to calculate dose and risk for humans and the environment new assessment method were developed for the biosphere. These methods were based on a systems ecological modelling approach and used knowledge from landscape ecology to provide an integrated approach with hydrology and geology considering the discharges in a watershed and calculating consequences in terrestrial and aquatic ecosystems. A range of methods and tools were developed with the aid of GIS and the softwares Matlab/Simulink which facilitated the modelling and increased the understanding of the important processes in the landscape today and the next few thousands of years. In this paper an overview of the program and the novel methods are presented as well as some examples from performance calculations from a watershed in the Forsmark area considering effects on humans and ecosystems.

À l’occasion de l’évaluation du rapport préliminaire de sûreté du réacteur EPR deFlamanville 3 (France), l’IRSN a souhaité dresser un bilan de l’historique de l’EPR,depuis les années 1990 jusqu’à l’autorisation de construction d’un réacteur EPR enFinlande puis en France ainsi que des instructions menées sur les aspects liés à la priseen compte de la radioprotection des travailleurs. Ce bilan présente les objectifs de doseretenus par les exploitants à la conception, la démarche globale d’optimisation mise enœuvre ainsi qu’une comparaison des démarches d’analyse française et finlandaise. EnFrance, par exemple, EDF a réalisé des études approfondies d’optimisation sur lesactivités à fort enjeu « radioprotection » (calorifuge, logistique de chantier,robinetterie, ouverture/fermeture de la cuve, générateur de vapeur, évacuation ducombustible et conditionnement des déchets). Cette démarche repose (en France) sur unprocessus itératif d’optimisation. Une comparaison des objectifs de dose collective desEPR français et finlandais par rapport aux doses reçues sur d’autres réacteurs à eau souspression (Konvoi allemands, tranches du parc français, ...) est également présentée. Cettesynthèse, élaborée par l’IRSN en collaboration avec EDF et l’autorité de sûreté nucléairefinlandaise STUK, reflète plus de 15 ans d’études et de partenariat en matière deradioprotection, dans le cadre du projet EPR.

L'exposition de la population la radioactivité d'origine naturelle est une caractéristique permanente et inluctable de la vie sur terre. Deux sources principales contribuent à cette exposition : lesparticules de haute énergie du rayonnement cosmique atteignant l'atmosphère terrestre et les nucléides radioactifs provenant de la croûte terrestre, qui marquent notre environnement commenotre propre corps. Ces sources sont responsables de notre exposition externe et interne. Les niveaux de ces expositions et leur domaine de variation en Suisse sont résumés ici et confrontés dupoint de vue de la dose efficace aux contributions d'origine artificielle. Il résulte que les expositions dues au bruit de fond naturel sont plus significatives pour la population que la plupart desexpositions issues des sources engendrées par l'homme.