À l'heure actuelle, dans notre service de médecine nucléaire, la surveillance dosimétrique du personnel est passive. Cette surveillance rend compte de la dose reçue sur un mois ou un trimestre mais ne permet pas une étude en temps réel de l'exposition d'un agent. Nous avons réalisé des mesures de dose à l'aide d'un détecteur opérationnel pour deux catégories de personne travaillant à la mise en place d'un nouveau protocole de traitement par un analogue de la somatostatine marqué par l'yttrium-90 (OctreoTher$^{{\rm TM}}$ - Novartis). Le but de cette étude est d'identifier les étapes les plus irradiantes et de limiter l'exposition des personnes. Ainsi, nous avons mis en évidence que, pour le personnel du laboratoire chaud, l'étape la plus irradiante était la récupération des déchets pour stockage avant élimination. L'utilisation de boîte en Plexiglas lors de cette étape a permis de réduire l'équivalent de dose à la peau de 240 μSv à 15 μSv. Pour le personnel infirmier, les étapes les plus irradiantes étaient les manipulations de la perfusion lors du traitement par l'OctreoTher$^{{\rm TM}}$ et de la déperfusion. L'utilisation systématique de paravents plombés lors de toute approche du patient, l'utilisation de boîtes en Plexiglas pour stocker les déchets (tubulures et flacons) et pour se protéger de la rampe de perfusion ont permis de réduire l'équivalent de dose à la peau de 1 300 μSv à 150 μSv. L'utilisation du dosimètre opérationnel nous a donc permis d'identifier les étapes les plus irradiantes pour les personnels du laboratoire chaud et infirmier, et de mettre en place des mesures optimales de radioprotection adaptées à chaque étape, de la préparation à la fin des traitements.

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.

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.

The activity concentration of 137Cs, 131I, 65Zn, 60Co, 58Co, 54Mn, and 40K were determined in samples of brown seaweed (Fucus) and some other marine plants using low background high-resolution gamma-spectrometry. The algae were mainly sampled in the bay just north of the Barsebäck NPP (55.4 N, 12.6 E) in the south of Sweden to study the contamination levels in the nearest shallow waters. One aim of the study was to investigate whether the levels were high enough to expect environmental effects. Some samples were also taken at longer distances up to 130 km from the Barsebäck NPP. Measurable levels of the neutron activation products 65Zn (up to 17 Bq/kg dw), 60Co (100–600 Bq/kg dw), 58Co (1–160 Bq/kg dw) and 54Mn (12–90 Bq/kg dw) were found in the algae samples within a distance of 5 km from the plant. The decrease in activity concentration with distance from the plant could be described by a power function with an exponent ranging from 1.4 to 2.4.This was in fair agreement with the value for a true two-dimensional dispersion model. The present-day concentrations were found to be considerably lower than in earlier studies made in the late 1970s, especially for 65Zn and 58Co. The activity concentration of gamma emitting radionuclides in Fucus vesiculosus from the bay just north of Barsebäck in the period 2002-2003 was dominated by (in order of decreasing concentration): natural 40K, 60Co from the plant, 137Cs mainly from the Chernobyl debris, 54Mn and 58Co from the plant. It is not likely that any effects from the very marginal absorbed dose contribution from the Barsebäck NPP releases can be found even in the nearest environment. The study has also shown that the eelgrass Zostera marina may be a bioindicator to use in further studies of the radiation environment in shallow water, especially for 60Co and 54Mn.

To go further in the optimization of treatment planning in selective internal radiationtherapy (SIRT), radiobiological aspects can be accounted for with the OEDIPE software andused to design fractionation protocols. Dosimetry was performed using data from99mTc-MAAevaluations of 10 patients treated for hepatic metastases with SIRT. The maximalinjectable activity (MIA) was calculated, using a tolerance criterion onBEDmean,healthyliver equal to 54 Gy2.5, for different fractionationprotocols, varying the number of fractions, the repartition of activity and the time delaybetween fractions. OEDIPE was also used to calculate BEDmean and the EUD to the tumoralliver (TL) that would be delivered with those MIAs. Compared with a single-injectionprotocol, the MIA is increased on average by 23% ± 3%, 36% ± 5% and 45% ± 7% for fractionation protocols with 2, 3and 4 equal fractions, respectively, while BEDmean,TL is increased by 15% ± 2%, 23% ± 4% and 29% ± 5%. EUDTL, calculated for oneevaluation, is increased by 51%, 115% and 159% using 2, 3 and 4 equal fractions,respectively. For this evaluation, the optimal activity repartition for two-fractionprotocols is (3/4 − 1/4) fortime delays of less than 4 days, (2/3 − 1/3) for time delays between 4 and 6 days and (1/2 − 1/2) for time delays superior to 6 days.Finally, this study confirmed that OEDIPE can be regarded as a tool for treatment planningoptimization and fractionation protocol design in SIRT.

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.

Suite à l’exposition médicale le plus souvent fortuite, d’une patiente enceinte, le praticien peut solliciter l’IRSN pour évaluer la dose délivrée au fœtus. De 2004 à 2008, 326 doses utérines ont été évaluées dans ce contexte par l’IRSN, consécutivement à des examens de radiologie ou de médecine nucléaire, dont 246 correspondaient à des situations où l’utérus était directement exposé. Les évaluations dosimétriques ont été réalisées par calcul sur la base des paramètres techniques de l’examen. En radiologie conventionnelle, les doses utérines évaluées sont inférieures à 35 mGy et leurs moyennes en accord avec les données internationales. En scanographie, les doses sont généralement comprises entre 15 et 65 mGy mais peuvent dépasser dans certaines configurations la valeur de 100 mGy. Dans ce domaine, une attention particulière doit donc être apportée à l’optimisation des examens du pelvis chez la femme et une évaluation individuelle de la dose délivrée doit être réalisée si la grossesse est avérée. Par ailleurs la dispersion des doses pour un même type d’examen radiologique reflète des pratiques hétérogènes, parfois éloignées des recommandations de la Société française de radiologie. En médecine nucléaire, les doses utérines évaluées sont inférieures à 10 mGy, sans tenir compte de la dose liée à un éventuel examen scanographique associé.

At present at coasts of Northwest region of Russian Federation there are sites of storage and decommissioning of retired nuclear submarines, their nuclear reactors, spent nuclear fuel and radioactive waste. Some of those sites are not isolated. There is a hazard of release of radioactivity from those sites that can lead to contamination of vast neighborhood areas. The Nuclear Safety Institute of Russian Academy of Sciences has developed the computer model of dispersion of radioactivity in the seas gulfs and bays.

Les accidents de radiothérapie d’Épinal et de Toulouse, identifiés respectivement en 2006 et 2007, ont concernés un très grand nombre de patients. La sur-irradiation des organes cibles lors de la radiothérapie a entrainé des effets déterministes graves. Un retour d’expérience a été effectué et a indiqué que les erreurs qui conduisent aux événements graves résultent de défaillances humains et organisationnelles. C’est dans ce domaine du facteur organisationnel et humain que doivent porter les efforts pour prévenir la survenue de nouveaux accidents.

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.

From the beginning of 2002, Troyes prefecture has initiated a study about the management of a nuclear crisis caused by an accident at the Nogent-sur-Seine nuclear power plant. Several working groups were created, notably the `Decontamination of soil and food chain' group. The first results of this group, which involves the District Agricultural and Forestry Department, the Farming Chamber, the Institute for Radiological Protection and Nuclear Safety and the Veterinary Division are presented here. The scenario that had been developed for the accident considers the release of 3 radionuclides (131I, 134Cs and 137Cs) in the environment. The scale of the crisis didn't require the evacuation and the sheltering of the population during the emergency phase. The consequences on the local agricultural products (cereal, sugar beet, vine, milk, cow meat ...) have been assessed up to 50 km and different strategies of agricultural countermeasures have been studied regarding to the local constraints (soil types, surfaces and quantities concerned) and to the consequences of their implementation (waste types and quantities, costs). Then, decision-making diagrams summed up the technical results and allowed to deepen the global thought.


Le dépôt de résidus des fabrications d'uranium et de thorium qui ont eu lieu sur le site du Bouchet (Essonne) de 1949 à 1970 est une des composantes du système de traitement et de rejet des déchets de l'usine. Au cours des opérationsde démantèlement et d'assainissement de cette ancienne usine de la Direction des productions du CEA1 , la majeure partie des matières et matériels contaminés par des uranium et thorium ont été évacués (période de 1970-1979). Il subsistedeux zones occupant 1 ha : un bassin de décantation et une zone de dépôt pour les résidus solides. Les niveaux de flux d'émission radon avant la réhabilitation du site étaient 10 à 100 fois supérieurs à la moyenne des flux de radon àla surface de la terre (104 atome m-2 s-1) et les concentrations en descendants à vie courte du radon 222 étaient, dans l'environnement immédiat du site, supérieursd'environ 20 % aux niveaux prescrits en 1991 par un arrêté du préfet de l'Essonne. Les différentes mesures de radioactivité réalisées sur le site, ou dans son environnement proche, mettent en évidence l'efficacité de la réhabilitationréalisée en 1992-1993, les niveaux en concentration des descendants à vie courte du radon étant du même ordre de grandeur que ceux rencontrés dans le Bassin parisien.

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.

Cette étude de poste repose, dans un premier temps, sur l’analyse d’une expérimentation consacrée aux mesures des débits d’équivalent de dose ambiante à bord des aéronefs de type E-3F. Ces résultats partiels sont complétés dans un second temps par une campagne de mesures de l’exposition individuelle à l’aide de dosimètres passifs et opérationnels gamma et neutrons. Les équipages de l’Armée de l’air navigant à bord des E-3F sont susceptibles de recevoir annuellement, à partir du niveau 300 et de 200 heures de vol, une dose efficace supérieure à 1 mSv. Il est donc impératif d’organiser une surveillance radiologique et médicale spécifique des équipages correspondant à ces critères de vol.

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.

Cet article est relatif à l'évolution de l'impact des retombées de Tchernobyl surles poissons de Corse pendant trois ans : juillet 1986-juillet 1989. Les principales catégories d'eaux de surface ont été étudiées : les six principales rivières, deux retenues artificielles destinées à l'irrigation et six lacs d'altitude. On compare les réponses locales des différentes espèces constituant les peuplements dominants avec celles d'autres rivières françaises et européennes. L'impact sanitaire potentiel est calculé.

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.

The classic ERA method is today recognised as relevant for both chemicals and radionuclides. As uranium presents the double ecotoxicity, a unique method may then now be applied to evaluate in tandem the associated ecological risks, following the classic four steps methodology (problem formulation, effect and exposure analysis, risk characterisation [1]). The approach is developed for freshwater ecosystems receiving ore mining releases, exposed to uranium as a chemical element and as the radioactive families of its isotopes 234, 235 and 238. The structure and the function of the ecosystem are described by a conceptual model on which both the exposure and the effect analysis are based. Species Sensitivity Distributions are applied (1) to the chemotoxicity data, to estimate a Predicted-No-Effect-Concentration for uranium in water (in µg/L); (2) to radiotoxicity effect data, to estimate a Predicted No-Effect-Dose-Rate (in µGy/h). The risk is assessed at first through the risk quotient approach, a screening method involving for the radiological aspect back calculation of the water limiting concentration from the PNEDR for each isotope taken into account. When significant, the assessment is refined applying probabilistic techniques. The whole approach applicability was tested on a real case-study related to a former uranium mining site.

De par les hypothèses simplificatrices qui les caractérisent (distribution homogènedes dépôts d'énergie, contribution des électrons de basses énergies négligée, données biologiques limitées, etc.), les évaluations dosimétriques effectuées à l'échelle macroscopique peuvent conduire à des erreurs considérables par surestimation ou sous-estimation de la dose délivrée. Une meilleure connaissancedes débits de dose à l'échelle cellulaire passe par une estimation de la distribution spatiale des espèces radiolytiques. En effet, ce travail consiste à étudier les processus de diffusion et de réaction des particules apparues lors de la phase physico-chimique (e-aq, H, OH, H+aq, H2, H2O2). Pour ce faire, nous avons développé une technique de résolution de l'équation de diffusion. Celle-ci est, en fait, une équation aux dérivées partielles non linéaires à coefficients constants. Dans ce qui suit, nous décrivons les différentes étapes menant à la résolution de l'équation ainsi que les codes numériques établis à cet effet. Les principaux objectifs sont : 1) le calcul des concentrations et des rendements radiochimiques des espèces : e-aq, H, OH, H+aq, H2, H2O2, OH-, O2, O2-, HO2, HO-2 ; 2) la comparaison des rendements radiochimiques obtenus par application des méthodes explicite et semi-implicite pour des électrons incidents d'énergies 500 eV et 10 keV. Les principales conclusions sont : l'inefficience des méthodes analytiques avant l'écoulement d'un temps de l'ordre de la microseconde ; la prise en compte d'un soluté quelconque n'est nécessaire qu'autour de la microseconde pour réduire les rendements radiochimiques des particules à l'origine du déséquilibre du milieu irradié (eau).