One key issue in the EURANOS project was the methodological and technological improvementof decision support systems, in particular the RODOS system, with respect to the practicalapplication in operational emergency centres. The development process was mainly driven bythe result of demonstration activities and responses obtained from the end-users in theemergency centres. The intention of this article is to give an overview of all major workitems which have been performed within EURANOS with the aim of improving decision supportsystems. More details about several of these activities can be found in separate articlesin this issue.

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.

Dans le but d’obtenir le déclassement de l’installation nucléaire de base 106 (INB 106),trois de ses accélérateurs ont été arrêtés puis démantelés et un autre modifié pour passersous le seuil de classement INB. Le démantèlement a été mené sur la base d’une stratégiede démontage mécanique sans découpe. Les éléments de génie civil peu activés ont pour latrès grande majorité été laissés en place sans traitement avec des mesures compensatoiresde protection du public et de l’environnement. Le résultat global de ces opérations est ungain en termes de coût et de délais et une importante diminution des risques notammentradiologiques, l’impact du site à l’état final restant acceptable.

A programme of work, commissioned within the BIOPROTA collaborative forum, has recently been undertaken to assess the quantitative and qualitative elements of uncertainty associated with non-human biota (NHB) dose assessment in relation to the potential long-term release of radionuclides from a geological disposal facility (GDF). This was achieved through combining quantitative sensitivity and qualitative knowledge quality analyses based on the EC ERICA assessment approach and default assessment parameters. The results of the project demonstrate that this combination of approaches may be used to identify important parameters that could be significant in assessments of the impacts of any radionuclide release from a GDF on NHB, and for which there is low confidence. The output is intended to provide information on those parameters that may need to be considered in more detail for site-specific assessments. Such information should help users to enhance the quality of their assessments and build greater confidence in the results.

Dans ce travail, nous avons synthétisé des phosphorothioates dérivés de la 2‑(1‑naphthylméthyl)-2-imidazoline et de la 2-[1-(1-naphthyl)éthyl]-2-imidazoline afin d’évaluer, in vivo chez la souris, leur degré de protection contre les effets des rayonnements γ. Tous ces composés ont montré une activité radioprotectrice remarquable (facteur de réduction de dose compris entre 1,5 et 1,9) ce qui les classent parmi les plus actifs actuellement connus dans le domaine de la radioprotection chimique. Ces composés peuvent également présenter un intérêt dans le domaine des traitements de chimio- et de radio-thérapie.

Determination of background radiation dose-rates is important in the process of assessing risks to the environment from exposure to human activities both in terms of deriving the incremental dose-rate and as a point of reference for evaluating the significance of the exposure level. A consideration of the available literature on naturally occurring radionuclides in wild plants and animals quickly illustrates a paucity of data coverage in numerous cases. Most notable is the lack of comprehensive information for the important dose-forming radionuclides such as 210Po and 210Pb. In order to collate data concerning these radioisotopes for components of the ecosystem, field work was conducted in a semi-natural, mountainous location in central Norway. Preliminary (since no correction was made for ingrowth from 210Pb) whole-body activity concentrations of 210Po in 2 species of small mammal were commensurate with activity concentrations reported for reindeer muscle sampled at proximate locations, falling at a level of some 10s of Bq kg-1 by fresh weight. Statistical analyses of the data showed that bank vole and shrew 210Po data constitute different populations with different mean ranks. Unweighted dose-rates attributable to the presence of internally distributed 210Po were calculated to be 0.07 μGy h-1 for Bank vole.

The early Miocene Murree Formation, late Miocene Nagri Formation and recent alluvium rockunits are exposed in the sub-Himalayas of the Bagh area, State of Azad Jammu and Kashmir,Pakistan. The Bagh area was badly affected by the Kashmir earthquake of October 8th 2005which, along the Muzaffarabad Fault, deformed both the hanging and footwall blocks. Thecracks, joints, fissures and fractures in houses and bedrocks might have affected theemission of radon to the surface. Indoor radon concentration measurements were carried outin some dwellings of the Bagh area, Azad Kashmir, Pakistan. The measurements were based onpassive integrative detection of radon using CN-85 plastic track detectors in box-typedosimeters. The radon concentration in dwellings was between 50  ±  11.6 Bq·m-3and 167.1  ±  21.4 Bq·m-3with an overall average of 95.1  ±  15.8Bq·m-3(geometric mean  =  93.4 Bq·m-3). The average radonconcentrations in pucka, semi-pucka and kucha houses were 97.6  ±  15.4 Bq·m-3,89.7  ±  15.2 Bq·m-3 and 101.9  ±  15.9 Bq·m-3, respectively. Themean values of radon concentrations in the Nagri Formation, Murree Formation and recentalluvium lithology were 99.3  ±  15.8, 90.1 and 96.2  ±  15.5 Bq·m-3,respectively. The annual effective dose to the Bagh population was calculated as 2.38  ± 0.77 (1.33  ±  0.2 to 4.7  ±  0.5) mSv. The average radon (95.1  ±  15.8Bq·m-3) concentration in dwellings for the inhabitants of the Bagh area wassafe from radon-related health hazards and was within the recommended action level (ICRPpublication 65 (1993) Protection against radon at home and at work, InternationalCommission on Radiological Protection, Ann. ICRP 23(2)).The indoor radonvalues obtained in the present study are more than the world average of 40Bq·m-3 (UNSCEAR (2000) United Nations Scientific Committee on the Effects ofAtomic radiation, Report to the General Assembly, United Nations, New York).

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-).

Nous dressons un état de l’art sur la dosimétrie des rayonnements par luminescence stimulée optiquement (OSL), développée à l’Institut d’Électronique du Sud (IES). Les propriétés spectrales de notre matériau permettent une détection de la lumière sans utilisation de filtre optique. Il présente une grande dynamique (supérieure à 7 ordres de grandeur), une sensibilité inférieure à 10 µGy et une réponse uniquement fonction de la dose absorbée. Des travaux réalisés au CERN ont montré une limite de saturation de l’ordre de 300 Gy. Deux types de dosimètres ont été développés : (1) un capteur intégré destiné à la réalisation de mesures de dose en ligne ; (2) des films OSL qui permettent la réalisation de contrôles géométriques des faisceaux d’irradiation (protons, électrons, alpha, photons). Nous étudions actuellement l’impact du dopage au bore sur notre matériau OSL dans le but de réaliser des mesures dosimétriques en champ mixte neutron – gamma. En parallèle, afin d’améliorer la reproductibilité et l’homogénéité des dépôts OSL, nous développons une méthodologie par couche mince.

Le Service de protection radiologique des armées (SPRA) et l’Institut national de recherche et de sécurité (INRS) ont mené conjointement une étude afin d’évaluer l’exposition radiologique de l’équipe opératoire au cours de curiethérapies de prostate par implants permanents d’iode-125 à l’Hôpital d’instruction des armées du Val-de-Grâce. Le but de cette étude est d’estimer les doses reçues par une équipe nouvellement formée à cette technique, de mesurer les différents débits d’équivalent de dose ambiant et de définir le zonage radiologique. Au cours des six séances de curiethérapie étudiées, les doses efficaces enregistrées par des dosimètres passifs OSL InLight® corps entier et les doses équivalentes aux extrémités et au cristallin mesurées par des dosimètres nanoDot® sont restées inférieures au seuil de détection pour l’ensemble des personnels. Le débit d’équivalent de dose ambiant mesuré en fin d’implantation par un radiamètre AT1123® est en moyenne de 170 μSv/h au niveau du périnée du patient. La limite théorique de la zone contrôlée est estimée à environ 20 cm du périnée du patient. À partir de ces résultats, les auteurs proposent des recommandations concernant la catégorisation, le zonage radiologique et les modalités de surveillance dosimétrique des personnels. La curiethérapie de prostate par voie transpérinéale échoguidée en temps réel est une technique peu irradiante pour le personnel du fait des caractéristiques de la source radioactive et des moyens techniques utilisés qui assurent une radioprotection efficace de l’équipe opératoire

The ARGOS Food and Dose Module has been adopted by the RPII to simulate the transfer of radioactivity in the food chain in the event of a large scale nuclear incident and to enhance its capability to assess the radiological consequences. This paper describes adaptation of this model for Irish conditions and its intended use, illustrated with examples from a recent national emergency exercise. By enabling time series of activity concentrations of individual radionuclide or radionuclide groups in a range of food and animal feeds and comparison with appropriate action levels, the model would assist the formulation of early advice regarding countermeasures and would be an important factor in refining a pre-defined sampling strategy. The current implementation provides a basis for more detailed modelling which would inevitably be required in the event of a real incident. As the situation evolved and monitoring results became available, FDM could be refined and used to predict future concentrations or those over a wide spatial area with increased confidence.

At the end of July 1998, three 137Cs sources (between 0.17 and 150 GBq) were found in the vicinity of the village of Matkhoji, located at 300 km to the west of Tbilissi. This site was a former Russian military base, abandoned since 1992 and used now as pasture and a playground for the children. The Georgian Environment Ministry requested assistance from IAEA which sent a mission to the site. This established that a predominantly chronic exposure of part of the population of the village has occurred. The IAEA requested technical assistance from IPSN. A mission, made up of 4 people from IPSN and a representative of the IAEA went to the site from 12 to 17 October 1998. This mission collected information on the circumstances of the exposure and selected a potentially explored cohort of 112 people, in three groups: children of more than five years and adults of less than 50 years attending the site and members of a family who had a source in their cattle shed. An analysis of hematologic parameters was performed on these people and 85 blood samples were taken for biological dosimetry. The hematologic analysis carried out on the spot did not show any particular anomaly. The biological dosimetry by scoring of unstable chromosome aberrations (dicentric, rings centric, fragments) in blood peripheral lymphocytes was performed on blood samples after air transportation to the specialised laboratory (LDBM) of the IPSN Two successive procedures were initiated. The first was a quick phase of triage not very precise but intended to check if some of these people presented obvious signs of irradiation. Only 50 cells per subject were scored. Seven days were needed to complete this phase. Dicentrics were found in three people only indicating a whole-body dose not exceeding 0.5 Gy on average. This triage was followed of a more complete but longer examination, where chromosome aberrations were scored in 250 cells. Six weeks were necessary to score 22 000 cells from the 85 people. In total, 30 dicentrics were scored among only 17 Georgian patients. The highest dose to the whole body estimated from a reference calibration curve was 0.3 Gy The majority of these dicentrics was found in the children having played on several occasions in the former military camp. Unfortunately, the information provided by the population was too fragmentary to permit an effective reconstruction of the individual doses.

La concentration de l’environnement français en radionucléides artificiels et les techniques d’analyses ont considérablement évolué au cours des 50 dernières années. Au cours des années 60 et 70, la surveillance effectuée par l’Institut de protection et de sûreté nucléaire (IPSN) et par le service central de protection contre les rayonnements ionisants (SCPRI) permettait de connaître les niveaux des radionucléides artificiels les plus abondants et qui contribuaient de façon prépondérante aux doses reçues par la population française. Depuis les années 80, avec la fin des essais atmosphériques d’armes nucléaires et la baisse des activités de la plupart des radionucléides concernés, les radionucléides devenus prépondérants en activité et en doses sont : 3H, 14C, 85Kr et 133Xe. Or ces quatre radionucléides ne font aujourd’hui l’objet que d’un nombre très restreint d’analyses dans le cadre de la surveillance effectuée par l’IRSN. La mise en relation des niveaux d’activité des radionucléides constituants le « bruit de fond » de la radioactivité artificielle environnementale, des activités potentiellement ajoutées du fait des rejets des installations nucléaires, des doses correspondantes, ainsi que des limites de détection obtenues au moyens des meilleures techniques disponibles, fournit des éléments de réflexion sur les enjeux de la surveillance radiologique de l’environnement et sur les possibilités d’atteindre les objectifs correspondants. À l’exception de 14C et 3H, les activités les plus basses présentes dans l’environnement se trouvent d’ores et déjà au niveau ou en-deçà des limites de détection des techniques de mesure. 3H et 14C sont donc les seuls radionucléides toujours mesurables dans l’environnement et pour lesquels une influence des rejets atmosphériques des installations nucléaires est potentiellement décelable dans tous les milieux.

Avec les progrès des appareils et des techniques d'imagerie, la presque totalité des personnels médicaux exposés aux rayonnements ionisants ne reçoit plus aujourd'hui que des doses de rayonnement très faibles, voire insignifiantes. Ces personnels ne répondent plus à la définition légale de personne directement affectée aux travaux sous rayonnements (catégorie A), supposés pouvoir recevoir annuellement des doses à l'organisme entier comprises entre 6 et 20 mSv. Ces personnels doivent donc être classés en catégorie B et les salles où ils travaillent doivent être des zones surveillées et non des zones contrôlées. Seuls certains postes (angiographie et radiologie interventionnelle, injection de radiopharmaceutiques en médecine nucléaire) doivent rester classés en zones surveillées, avec classement en catégorie A des personnels qui y sont affectés. Ce changement de classement permet une surveillance dosimétrique rationnelle, réservant la dosimétrie active, électronique (en sus de la dosimétrie passive) aux seuls personnels de catégorie A, tandis que la majorité des personnels, catégorie B, restent surveillés par des dosimètres passifs, à périodicité de lecture trimestrielle. Ce classement repose sur des études de postes individuelles prenant en compte l'exposition réelle du personnel lors de l'activité de la salle et calculant l'exposition maximale théorique qui pourrait être atteinte par un travailleur affecté en permanence à cette salle.

Multi-slice computed tomography (MSCT) has proven inseveral studies to have a high diagnostic accuracy for the detectionor exclusion of coronary artery disease. A major concern with coronaryMSCT, however, is the associated radiation exposure of patients.Recent studies suggest that use of a 64-slice scanner is associatedwith a non-negligible lifetime attributable risk of cancer. Severalstrategies can be used to reduce patient exposure in coronary MSCT.The purpose of this multicenter study was to investigate the effectsof the adjustment of tube voltage and current on radiation doseand image interpretability. MSCT with retrospective ECG gating was performedin 315 patients. The dose-length product (DLP) in the patients enrolledwith the dose reduction protocol resulted in a 36% overall reductionin the mean radiation dose (911 ± 289 mGy.cm) compared with thestandard protocol (1427 ± 226 mGy.cm, p < 0.001).Nevertheless, image interpretability was maintained. This studyon coronary MSCT demonstrates that the radiation dose can be significantly reducedby parameter optimization, with maintained image interpretability.

The measurement performances of in vivo monitoring vehicles were studiedconsidering an increase in the radiological background in areas where the population isnot evacuated after a nuclear accident. The study focused on 137Cs and 131I Detection Limits (DLs) andcorresponding doses, for adults and one-year-old children. These DLs for groundcontamination were obtained experimentally using a grid of point sources. Then, the DLsand doses were calculated using the experimental data and a safety factor for two accidentscenarios. For these scenarios the 137Cs DL corresponds to a committed effective dose of0.02 mSv. The 131IDL corresponds to committed equivalent thyroid doses of 3 mSv (adult) and 30 mSv(one-year-old child). To guarantee a 45 mSv thyroid equivalent dose assessment for thechild the surface activity of 131I +132I +133I should be below 1.6 MBq/m2. This study shows that thevehicles can operate in a contaminated area where the population is not evacuated.However, in such a case, the contamination level outside and inside the vehicle should bekept stable to guarantee efficient body counting.

Les performances remarquables des détecteurs fonctionnant à très basse température ont franchi les limites inhérentes aux détecteurs conventionnels à semi-conducteur ou à scintillateur. Ceci s’explique par les principes physiques de détection exploités par les différentes technologies développées aujourd’hui. L’élégance de ces technologies est de mettre en jeu la création de quanta d’énergie inférieure de trois à quatre ordres de grandeur par rapport à celle des détecteurs classiques. Les très faibles fluctuations statistiques du nombre de quanta créés pour une interaction donnent ainsi accès à des seuils de détection et des résolutions en énergie meilleurs de un à deux ordres de grandeur. De plus le rendement de détection n’est pas limité à basse énergie comme dans le cas des semi-conducteurs en germanium ou en silicium. Les détecteurs cryogéniques sont aujourd’hui développés et utilisés dans des applications multiples (caméras pour télescopes, spectromètres imageurs, analyse de matériaux par fluorescence X, mesure d’activité, ...), qui recouvrent la détection des rayonnements sub-millimétriques, infrarouges, UV, X, gamma, bêta et des particules alpha. L’apparition très récente sur le marché de réfrigérateurs sans liquide cryogénique et très simples d’utilisation ouvre de nouvelles perspectives d’applications industrielles de ces détecteurs.

CHERPAC is a code developed by AECL to predict the time-dependent concentrations of 25 radionuclides in environmental compartments and the resulting radiation dose (ingestion, inhalation, immersion and groundshine) to humans, following an accidental release to the atmosphere from a nuclear facility. CHERPAC was used to investigate environmental sensitivities in agricultural and forest ecosystems. Given the assumptions in the CHERPAC code, it was concluded that doses to humans from agricultural food products are higher than those from groundshine and forest food products. Doses from agricultural products are highest from radionuclide deposition in summer because all plants are at their peak growth and are ingested fresh after the deposition event. The dose is higher if the deposition occurs in dry conditions rather than during heavy rain, because radionclides adhere better to dry plant leaves. For Cs-137, ingestion dose is higher for adults than other age groups, but for Sr-90 and I-131, ingestion dose is highest for infants. This is due to relative food product concentrations, intake rates and DCFs (dose conversion factors). In the forest ecosystem, adult doses are higher than those for children and infants because of the higher rates of intake by adults of forest food products.

Les blessures contaminées présentent une grande variabilité pour ce qui concerne le type de plaie. L'évaluation de la dose locale est un des facteurs d'aide à la décision pour l'intervention chirurgicale. Un modèle simple a été utilisé pour calculer les doses dans un volume typique, celui d'une phalange par exemple. Les débits de dose sont donnés pour des radionucléides courants. La méthode de calcul est suffisamment simple pour pouvoir être utilisée par les praticiens dans les cas impliquant d'autres radionucléides. La dose engagée dépend de la période biologique qu'il est possible d'évaluer à partir des mesures locales. Quelques exemples de calcul de dose engagée sont donnés en considérant des périodes spécifiques du composé. La transposition de la dose au risque local est simple pour ce qui concerne le risque non stochastique. Il n'en va pas de même pour le risque d'inflammation chronique ou de cancer. Cette dernière question ne peut être résolue que par le retour d'expérience fondé sur l'analyse des cas réels observés jusqu'à présent, en sachant toutefois que les données disponibles ne sont en général pas facilement exploitables pour établir une corrélation dose – effet indiscutable. Une question importante reste ouverte quant à l'utilisation de ces doses pour la comparaison aux limites réglementaires et pour les décisions en cas de dépassement. L'impact réel d'une irradiation, par des particules alpha notamment, n'est pas lié d'une manière directe et simple à la dose locale calculée. Ce sujet mériterait une réflexion et peut être un guide sur la conduite à tenir. Les conséquences anatomiques (séquelles chirurgicales), psychologiques et professionnelles doivent peser largement face aux doses, hormis bien sûr les cas de contaminations indiscutablement importantes.