In France, the mining and milling of uranium ore and the disposal of uranium mill tailings involved nearly 200 sites of very different nature. Being in charge of both the review of some remediation reports and the routine monitoring of the environment provides IRSN with selective data on most sites. The data collected by IRSN as well as those available from other data sources often remain incomplete therefore preventing IRSN from presenting a global view or answering some specific questions. In order to overcome this difficulty, it was decided, under the aegis of the Ministry of Ecology and Sustainable Development, that IRSN should develop a program of investigations organized in two parts: Part 1, called “State of knowledge" is aimed at assessing the amount of information available and at consolidating it into a user-friendly computerized database. The main goal is to identify the occurrence of significant enhanced radiological levels in the environment and to detect any lack of information concerning the various sites. This paper gives an overview of the information already collected. Part 2, called “specific studies" is aimed at fixing the gaps in the database by implementing new investigations on specific sites. It could lead to improvements in networks for the monitoring of radioactivity in the environment.

The quantification of radionuclides by direct gamma-X spectrometry with energy below 100 keV requires knowledge the elementary composition of the sample or the development of a device for determining the mass attenuation coefficients. This is especially true for 129I which is characterised by a 29.8 keV X-ray and 39.6 keV gamma ray. Experimental equipment has been developed in order to obtain this mass attenuation coefficient as a function of energy. 129I concentrations were measured in samples of seaweed (Fucus serratus and Laminaria digitata) collected monthly over a period of one year nearby La Hague reprocessing plant in France. This paper describes the measurement methodology used to determine 129I concentrations and variations in the two seaweeds over a one-year period. Mean mass attenuation coefficients for 129I energies were established in order to determine the self-attenuation corrective factor for both seaweed species, regardless of the sampling date.

Les activités utilisant des rayonnements ionisants évoluent et nécessitent une surveillance dosimétrique adaptée. Dans le même temps, les techniques dosimétriques ont également évolué offrant notamment un choix de dosimètres électroniques plus important en particulier pour les neutrons ainsi qu’une diversification des techniques utilisables (TLD, OSL, RPL) pour la dosimétrie passive de routine. L’étude de poste est devenue incontournable afin de déterminerla façon la plus réaliste les caractéristiques de l’exposition dont résulte, entre autres, le choix des techniques passives et opérationnelles. Les différents dosimètres passifs aujourd’hui proposés par les laboratoires agréés présentent des performances globalement satisfaisantes. Par ailleurs, il existe sur le marché de multiples modèles de dosimètres électroniques susceptibles de couvrir les besoins associés à la dosimétrie opérationnelle. L’organisation d’intercomparaisons constitue un élément important du dispositif de contrôle de la bonne mise en œuvre des techniques de dosimétrie passive par les laboratoires agréés et des performances des dosimètres actifs dans des conditions réalistes d’utilisation. De telles intercomparaisons sont réalisées périodiquement, tant à un niveau national qu’international, afin de prendre en compte les évolutions des matériels, des pratiques et du plus grand nombre de situations possibles.

Le radon est un gaz radioactif dégagé par les sols et les matériaux contenant du radium. Une fois inhalé, il se dépose dans l'appareil respiratoire, où ses produits de filiation irradient les tissus,provoquant un risque de cancer. L'estimation de ce risque s'effectue à travers une approche épidémiologique ou dosimétrique. La première utilise les données sur la mortalité des mineurs ayantété exposés au radon. On extrapole ensuite les résultats à la population générale. Plus récemment, on a essayé d'estimer le risque directement à partir de la population générale. L'autre approcheessaie de calculer le taux de conversion entre la concentration de radon dans l'atmosphère ambiante et la dose absorbée par l'appareil respiratoire. On estime le risque de cancer à travers uncoefficient qui a été déduit des études sur les survivants de Hiroshima et Nagasaki. La gestion du risque comporte la définition de principes généraux et d'un ensemble de recommandations. Dansle passé, l'ICRP pensait qu'il ne fallait pas intervenir sur les risques provoqués par les irradiations naturelles. Depuis 1984, il a changé d'avis et a établi des limites d'acceptabilité en ce quiconcerne les concentrations de radon dans les habitations. Il faut relever que les estimations du risque de cancer sont entachées de marges d'incertitude relativement élevées. Les “ jugementsd'expert ” jouent un rôle important. Les “ jugements de valeur ” en revanche jouent un rôle fondamental en matière de gestion du risque. A l'évidence, il s'agit d'un problème ayant un caractèretransdisciplinaire et qui soulève la question du lien entre science et société.


An accurate model of atmospheric dispersion of radionuclides over the complex terrain of La Hague reprocessing plant (North Cotentin, France) has been developed by COGEMA, in partnership with Paris VI University, and has been yet adapted for an other industrial site (Marcoule). This model, called CEDRAT, takes into account areas typically outside the validity range of Gaussian models: topography and building influence, short-distance (beyond 500 m from the release point) and various atmospheric stability conditions. CEDRAT allows to reach an effective compromise between rapidity (30 min on a 6000 nodes grid, on a standard PC), robustness and accuracy, coupled with a user-friendly interface. The validation process consisted first of a comparison with the 3D reference model MERCURE, developed by EDF, and then, results of both models were compared on release scenarios thanks to tracer data (Krypton-85, an inert gas released from a height of 100 m) collected at five monitoring stations around the site. Then a second level of comparison, presented here, was made in collaboration with the IRSN Cherbourg Radioecological Laboratory, on ground and altitude (collected with a tethered balloon) field data.

The dry deposition to several leafy vegetables (endive, head lettuce, red oak leaf lettuce, spinach) was studied. Particles with attached 134Cs were used for testing the particulate deposition, gaseous elemental 131I was the tracer for gas deposition. The particle deposition was the highest for rough and structured leafs as red oak leaf lettuce has, but as well for spinach with many open stomata. The stomatal uptake seamed to be the most important process for gas deposition, the deposition to spinach was for Radioiodine the highest as compared to all other species. The lowest deposition was always found to the closed heads of head lettuce. The difference in deposition to the various species was up to a factor 9.

L'Association internationale de protection radiologique (IRPA) a invité, en 1999, les sociétés nationales à participer au débat sur l'évolution du système de protection radiologique proposé par la CIPR. Répondant à cette invitation, le conseil d'administration de la Société française de radioprotection (SFRP) a créé un groupe de travail spécifique. Ce groupe s'est réuni d'avril 1999 à juillet 2000, et les résultats de ses travaux ont été présentés lors du congrès IRPA-10 en mai 2000. Pour continuer cette réflexion, le conseil d'administration de la SFRP a décidé de créer un deuxième GT qui a débuté ses travaux en septembre 2001. Ce GT est composé d'une trentaine de membres représentant les parties prenantes de la radioprotection en France : autorités, experts et professionnels des domaines nucléaire, médical et de la recherche, ainsi qu'une personne issue du mouvement associatif. L'objectif de ce GT est de formuler des propositions sur des questions clés qui pourraient être abordées, en particulier par la CIPR, dans le développement de nouvelles recommandations de radioprotection. Le choix des sujets prioritaires résulte de l'expérience des membres du GT ainsi que de l'analyse des propositions de la CIPR. Cet article présente les principales conclusions du GT dans une formulation cherchant à refléter les diverses opinions qui ont pu être exprimées lors des séances de travail.

The global framework of this study is to go further in the understanding of the involved mechanisms of uranium and selenium internalisation at the subcellular level and of their toxicity towards several aquatic organisms. In this context, the applications and performances of a Scanning Transmission Electronic Microscope (STEM), which is fitted with a CCD camera and an Energy-Dispersive-X-Ray (EDX) analysis are reported. This equipment provides a direct correlation between a histological image (0.34 nm resolution) and a clear expression of element distribution. Demonstration of the usefulness of this method to understand the bioaccumulation mechanisms and to study the effect of the pollutant uptake at the subcellular level has been performed for target organs of a metal (U) and a metalloid (Se) in various biological models: a freshwater crayfish (Orconectes Limosus) and a unicellular green alga (Chlamydomonas reinhardtii)). TEM-EDX analysis revealed the presence of U-deposits in gills and digestive gland in crayfish. In the alga, the accumulation of Se was found in electron-dense granules within the chloroplast with ultrastructural changes and starch accumulation.

A new method was developed based on calculating the absorption coefficients, self-absorption coefficients and transmission coefficients of the gamma-photons emitted by different radioisotopes for evaluating gamma dose equivalent rates, at 1 meter from various cylindrical radioactive solution sources utilized in medicine, in a biological tissue. Results obtained were compared with data given in literature. The influence of the radioisotope half-life and gamma-photon energy and number of photons per disintegration on the gamma dose equivalent rate, effective dose and threshold initial activity of the considered solution sources was studied.

Ce rapport fait la synthèse des calculs de radioprotection effectués pour l'ensemble du bâtiment abritant le cyclotron biomédical de Nice et les salles de traitement en proton et neutron, n n'a pas, bien entendu, la prétention d'évoquer tous les aspects de la sécurité et de la radioprotection autour des cyclotrons. Nous justifierons les épaisseurs des protections autour de la machine et des salles de traitement en indiquant les formules utilisées parmi les différentes méthodes décrites dans la littérature. Nous donnerons les caractéristiques des labyrinthes d'accès aux salles de traitement qui remplacent les lourdes portes trop traumatisantes pour les malades et délicates d'utilisation en fonctionnement médical. Nous discuterons de l'activation de l'air due essentiellement aux réactions des neutrons avec les différents éléments qui le constituent et de la nécessité d'une ventilation dans les salles de traitement, la voie de faisceau et le hall du cyclotron.

The European Platform on Preparedness for Nuclear and Radiological Emergency Response andRecovery (NERIS Platform) was established in June 15, 2010. The Mission of NERIS is topromote the involvement of different stakeholders and improve public confidence incapabilities of the key players in management of nuclear and radiological emergencies inEurope. The NERIS Platform encourages European, national, regional and local authorities,technical support organisations (TSOs), operators, professional organisations, researchinstitutes, universities, non-governmental organisations (NGOs), and national and localstakeholders to co-operate in emergency management, and to facilitate access to expertiseand technology in maintaining competence in the field of nuclear and radiologicalemergency management for the benefit of European countries and citizens. The vision isthat by 2015, the self-sustaining NERIS association exists, and by 2020, all Europeanorganisations being members of the association are sharing common views and commonapproaches and are developing and using compatible technology and methods for consequencemanagement of the emergencies. The NERIS Platform has, in September 2012, 43 memberorganisations representing stakeholders with a wide range of backgrounds, e.g.authorities, emergency centres, research organisations and the academiccommunity. The Strategic Research Agenda (SRA), being under preparation, will provide thebasis for priorities of future research and development in order to achieve the vision.The SRA therefore will communicate the future research needs, but will also be aninstrument for creating synergies, co-operation and coordination internally between theNERIS participants and externally with activities taking place within other internationalforums.

With the ICRP recommendations Publications 103, 109 and 111 (ICRP, 2007; ICRP 2009a,2009b), new concepts and quantities have been introduced into emergency management andrehabilitation. Two of them will possibly influence national procedures, but for sure theywill influence countermeasure simulation approaches: 1. The concept of a “reference level”for emergency and existing controllable exposure situations that represents the level ofdose or risk, above which it is judged to be inappropriate to plan to allow exposures tooccur, and for which therefore protective actions should be planned in advance. 2. Whendeciding on the optimum course of protective actions, all exposure pathways and allrelevant actions have to be taken into account. The major changes for the simulationmodels result from the second recommendation that all exposure pathways must be consideredwhen deciding on protective actions. So far all countermeasure simulations in the earlyphase of an emergency are carried out by considering individual countermeasures such assheltering or evacuation, if some dose limit for the respective action is exceeded. Thisapproach has to be changed and strategies of several countermeasures analysed andsimulated with the ultimate goal not to exceed the reference level over a given timeperiod, typically one year.

Les activités de recherche et d’expertise en dosimétrie de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) sont les héritières de celles commencées dans les années soixante au CEA. Les premiers laboratoires créés dans les années soixante étaient destinés à développer les techniques dosimétriques des rayonnements externes pour la protection du personnel. Aujourd’hui, les laboratoires de dosimétrie externe et interne de l’institut couvrent assez largement les différentes problématiques liées à la dosimétrie des rayonnements ionisants, que ce soit pour la mesure et le suivi des doses en situation normale d’exploitation ou pour la reconstitution des doses à la suite d’une situation accidentelle. En 1984, la création des LARD est intervenue sous l’impulsion du chef du service de dosimétrie Portal et de Blanc dans le but de favoriser les contacts entre les divers laboratoires et notamment de les aider à pénétrer les arcanes de la commission européenne pour s’intégrer aux programmes de recherche soutenus par la commission. Après un bref rappel historique, trois des champs d’activité actuellement traités par l’IRSN sont présentés, la reconstitution dosimétrique suite à une irradiation externe accidentelle, la caractérisation dosimétrique et spectrométrique des postes de travail exposés aux neutrons et la recherche pour l’amélioration de la mesure directe en dosimétrie interne.

Cet article présente le régime d’indemnisation des dommages en cas d’accident nucléaire.Ce régime, dit de responsabilité civile nucléaire (RCN), déroge sur plusieurs points auxrègles de droit commun de la responsabilité civile, dans le but de fournir rapidement unecompensation adéquate et équitable aux victimes de dommages causés par un accidentnucléaire. Le régime français de RCN résulte de deux conventions internationalesauxquelles la France a adhéré (Convention de Paris de 1960 et Convention de Bruxelles de1963) ainsi que de la loi du 30 octobre 1968 relative à la responsabilité civile dans ledomaine de l’énergie nucléaire. Ces textes définissent les conditions dans lesquelles laresponsabilité des exploitants nucléaires peut être engagée en cas d’accident nucléaire.Les protocoles de révision des Conventions de Paris et de Bruxelles de 2004, non encoreentrés en vigueur, sont également présentés. Ils permettent d’assurer que des moyensaccrus de réparation soient disponibles pour indemniser un plus grand nombre de victimesd’accidents nucléaires.

Une meilleure connaissance du débit de dose absorbée à l’échelle de la molécule d’ADN passe par l’étude de l’évolution spatio-temporelle de la distribution de radicaux libres créés 10-12 secondes après irradiation d’un fragment d’ADN linéaire. Le présent travail consiste en l’étude des processus de diffusion et de réaction de ces radicaux avec les bases principales de l’ADN : la cytosine, la thymine, l’adénine et la guanine. Dans cet objectif, nous appliquons l’équation de diffusion (∂Ci/∂t = Di∇2Ci + F) pour simuler les processus chimiques menant à la détermination des concentrations et des rendements radiochimiques des espèces e-aq, H, OH, des cassures simple et double brin de l’ADN, et nous tenons compte de l’effet radio protecteur des molécules telles que : DMSO (diméthyle sulfoxyde -CH3SOCH3-), Tris ((HOCH2)3CNH2), Formiate de sodium (HCOO-).

Olkiluoto Island on the western coast of Finland has been selected as a repository site for spent nuclear fuel in Finland. This study aimed at identifying differences in concentration ratios (CR), and their distributions, for the elements analysed on soil and vegetation samples taken on the island (Al, B, Ca, Cd, Cr, Cu, Fe, K, Mg, Mn, Ni, P, S, Zn). Many of the elements can be considered to be chemically analogous to radionuclides that, potentially, can be released from the repository. Differences between the soil and vegetation in different tree age, tree species and site fertility classes typical of the forest ecosystems in Olkiluoto were investigated. Lognormal distributions were fitted to the different groupings of the CR data calculated on the basis of the results from 94 sampling plots. In most cases no significant differences were found between the different groupings for a specific element when the 95% confidence intervals were applied. According to the results based on real site data for CRs in forest ecosystems on Olkiluoto, it appears that the current CR-based approach to radionuclide modelling in forest ecosystems is problematic due to the large variation in parameter values and in their practical definition.