Field experiments in the Chernobyl exclusion zone have been carried out to determine the behaviour of the radioactive halogens 36Cl and 125I (as a surrogate for 129I) in the soil-plant system and along human food chains. The investigations on the migration in four types of soil of the two radionuclides showed that the vertical transport of chlorine was the most rapid: 9 months after the contamination the residual fractions of 36Cl in the 20 cm arable layer varied from 1% to 3% according to soil type. For iodine this percentage was less than 3% in any case. The soil to plant transfers were quantified for various agricultural crops (cereals, grass, root vegetables, leaves vegetables and fruit vegetables) and for several kinds of soils. The root uptake of 36Cl by plants was particularly important. As a result of this very high biological assimilation about 60% of the contamination was extracted from the soils by the plants after one vegetation period. For iodine the concentration ratios values are 2 or 3 order of magnitude lower than for chlorine.

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).

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.

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.

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.

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.

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.

Surface, intermediate and near-bottom water samples were collected at two of the North East Atlantic radioactive waste dumping sites (47∘ 14’N, 05∘ 33’W and 45∘ 27’N, 06∘ 16’W) in the course of a sampling campaign in June–July 1998. Analysis of 239,240Pu concentrations show no significant differences with respect to measured concentrations in waters taken from control (background) stations well removed from the dumping sites.

Radionuclides in the environment require regular monitoring to establish activity concentrations and make reliable dose estimates. This study examines the variability in selected radionuclide activity concentrations at a variety of spatial scales and assesses the resulting errors in dose estimates. The Ribble Estuary, UK provides an ideal location to conduct non-destructive tests (β-dose rate measurements) due to the discharge of 234Th and $^{234\textrm{\tiny{m}}}$Pa from the BNFL fuel fabrication plant at Springfields (Lancashire, UK). This estuary also receives Sellafield derived radionuclides after transport through the Irish Sea. Results indicate that significant errors in external beta and gamma dose assessments may result from the use of single sediment activity concentration or dose values to represent an area of contaminated sediment. For example, in an area only 1m × 1m square, a field coefficient of variation for beta dose may be as high as 25%, even when there are no visible textural or compositional variations to account for this, and this increased to 83% at the 100×100m scale. Erroneous conclusions on the nature of change in time-series measurements can be made if local field variability has not been assessed and allowed for when planning the monitoring programme.

A “Facility-Exposure Matrix” (FEM) is proposed to assess exposure to chemical carcinogens and radionuclides in a cohort of nuclear workers. Exposures are to be attributed in the following way: a worker reports to an administrative unit and/or is monitored for exposure to ionising radiation in a specific workplace. These units are connected with a list of facilities for which exposure is assessed through a group of experts. The entire process of the FEM applied in one of the nuclear centres included in the study shows that the FEM is feasible: exposure durations as well as groups of correlated exposures are presented but have to be considered as possible rather than positive exposures. Considering the number of facilities to assess (330), ways to simplify the method are proposed: (i) the list of exposures will be restricted to 18 chemical products retained from an extensive bibliography study; (ii) for each of the following classes of facilities: nuclear reactors, fuel fabrication, high-activity laboratories and radiation chemistry, accelerators and irradiators, waste treatment, biology, reprocessing, fusion, occupational exposure will be deduced from the information already gathered by the initial method. Besides taking into account confusion factors in the low doses epidemiological study of nuclear workers, the matrix should help in the assessment of internal contamination and chemical exposures in the nuclear industry.

Selenium is essential for most of living organisms. In normoxic to moderately hypoxic freshwaters, Se exists predominantly in the (+VI) and (+IV) oxidation states as selenate and selenite respectively, whereas in the biota it is incorporated as Se (-II) or Se (0). At low concentrations, it acts against oxidative damages, but it may be toxic at higher levels. In filter feeders, such as the freshwater bivalve Corbicula fluminea, the ventilatory activity is a primary limiting step that controls the water influx and therefore the delivery of contaminants. A number of different parameters such as algal food density or presence of contaminant can influence the ventilation and hence the bioaccumulation potential of the contaminant. We report here a set of short-term experiments performed to study the effects of different forms of dissolved Se (selenite, selenate, selenomethionine) and algal-bound Se on the ventilatory activity of Corbicula fluminea and to evaluate the Se bioaccumulation. All experiments were performed on a 3-day exposure period after acclimatizing the organisms during a 7-day period to the synthetic water, at a regulated algal density. Both bioaccumulation and ventilatory activity of Se exposed groups, in comparison to these of the reference group, varied greatly according to the form of Se used.

Le curium-242 est un isotope particulièrement important dans les combustibles nucléaires irradiés en raison de sa contribution à la puissance résiduelle et également de sa chaîne de décroissance radioactive. La détermination de sa teneur est donc essentielle pour améliorer la connaissance des données nucléaires de base. Selon la nature et le temps de refroidissement du combustible irradié, la teneur en 242Cm peut être inférieure à la limite de détection des techniques de spectrométrie de masse classiquement utilisées. La spectrométrie alpha peut alors prendre le relais pour ce radionucléide de courte période (T = 162,9 jours). À partir de solutions diluées de deux combustibles MOX (OXyde Mixte d’uranium et de plutonium) irradiés de faible temps de refroidissement et dont la teneur en 242Cm est de quelques dizaines de pg, la mise au point de différentes séparations chimiques successives a permis d’obtenir des fractions de curium suffisamment pures pour effectuer l’analyse isotopique du curium par spectrométrie de masse à thermo-ionisation mais également la détermination du rapport 242Cm/244Cm par spectrométrie alpha. L’accord obtenu sur les rapports déterminés par les deux techniques a permis d’étendre la mesure par spectrométrie alpha à un combustible UOX (OXyde d’Uranium) de teneur en 242Cm encore plus faible. L’association de la mesure du rapport 242Cm/244Cm avec le rapport 244Cm/238U déterminé par spectrométrie de masse à thermo-ionisation et dilution isotopique, à l’aide d’un traceur 248Cm/233U, permet ainsi de connaître la teneur en curium-242 par rapport à l’uranium-238, utilisé comme référence, dans le combustible.

Les études de spéciation correspondent à la détermination des espèces chimiques d'un élément et à l'analyse de leur distribution dans un échantillon ou un milieu donné. Ces études sont nécessaires pour mieux décrire, comprendre et prédire les biocinétiques des éléments traces. Dans le cas d'une contamination interne par des radionucléides, les études de spéciation permettent de mieux comprendre certains mécanismes d'absorption et de transfert. Elles contribuent de fait à améliorer les modèles biocinétiques et dosimétriques des radionucléides. Différentes approches peuvent être utilisées pour l'étude de la spéciation des radionucléides, en fonction du niveau d'étude demandé et du degré d'incertitude toléré. Parmi celles-ci, on distingue une approche théorique par modélisation et une approche expérimentale qui sont toutes deux complémentaires. Cet article résume et décrit ce qui est actuellement connu sur la spéciation des actinides dans le sang, le tractus gastro-intestinal (TGI), le foie et les os mais aussi sur les conséquences induites en radiotoxicologie. Dans le futur, les recherches devront être focalisées sur certains tissus spécifiques afin de répondre aux principales questions de la dosimétrie interne.

This paper is intended to present the experience feedback of the IRSN's involvement in the reflection on the management of a nuclear crisis. It sums up some results of the French FARMING working group, corresponding to the mobilization of a wide range of Agricultural Technical Institutes and to the appraisal of a compendium of agricultural countermeasures for the rehabilitation of rural contaminated territories in post accidental situations. Indeed, in France, since a few years, this problem has been almost exclusively considered by radiation protection experts, with no involvement of the other concerned actors. But according to the weight of the agro industrial sector in this country and to the problems related to the management of contaminated food in post accidental situations, the cooperation between radiation protection experts and agro industrial stakeholders appeared more and more necessary. Indeed, above all, farmers and other local actors would take a significant part to the rehabilitation actions from the short term to long term of a nuclear crisis period and then share the responsibilities of the crisis management. The working group has therefore opened new debates at the national level and valuable results have been obtained from the meetings at technical and strategic levels.

L'étude présentée ici vise à démontrer la possibilité d'utiliser les détecteurs solides de traces nucléaires (DSTN) pour évaluer le radon émanant des phosphates. A plus long terme, ce gaz radioactif pourrait être employé comme indicateurdes radioéléments naturels présents dans ces minerais et dans certains produits dérivés commercialisés. On s'est attaché à définir un dosimètre simple permettant son emploi en grande quantité afin d'étudier les paramètres intervenant dans cette émanation. La fiabilité de la méthode est démontrée par une étude initiale portant sur l'effet de la granulométrie sur cette émanation. Pour cela, deux types de DSTN (LR 115 et CR 39) ont été mis en œuvre, leurs performances étant comparées.

Cet article présente une analyse détaillée de la populationautour des sites nucléaires français. Il aborde ensuite la problématiquede l’évacuation massive de populations en cas d’accident, puis donneun aperçu des recherches en cours au laboratoire d’analyse économiquedes risques nucléaires de l’IRSN sur le coût du risque d’accident nucléaire,en particulier celui des territoires contaminés.

The radioactivity levels of naturally-occurring 238U, 232Th, 226Ra and 40K and anthropogenic 137Cs in surface water from eight locations in the Suez Canal have been assessed by gamma-ray spectrometry. The samples were further characterized by determination of the common cations and anions using ion chromatography. A comparison of 137Cs radioactivity levels in surface water from the Suez Canal with those of other sea waters is presented. The radioactivity levels of 238U, 232Th, 226Ra and 40K from sea water are also reported. The effect of total dissolved solids (TDS), chloride, sulphate ion concentrations on the radioactivity levels of 238U, 232Th and 226Ra is discussed.