Le cas rapporté concerne une plaie contaminée par du plutonium. La prise en charge de cet accident amène le médecin du travail de l'INB à résoudre un certain nombre de questions dans le domaine de la dosimétrie, de la communication et des aspects réglementaires. Les notions de dosimétrie et l'interprétation du risque sont complexes en matière de contamination interne. Les limites réglementaires de dose sont des limites annuelles et il est difficile d'expliquer aux victimes d'un incident de contamination que la réglementation détermine les conséquences sur le maintien de l'aptitude au travail en fonction d'une dose engagée sur cinquante ans. Par ailleurs, les déclarations obligatoires à l'employeur, à l'inspection du travail et à l'organisme national de contrôle en radioprotection provoquent de multiples interventions dans le domaine de l'information. Cette observation permet d'évoquer différents aspects pratiques de gestion médicale et de dosimétrie. Dans le cas présenté, le suivi radiotoxicologique et la thérapeutique sont documentés sur une période de plus de cinq ans.

Long-lived radionuclides 137Cs and 90Sr have been regularly monitored since the 1960's in dairy milk in Finland. The aim of this work was to study regional differences in long-term behaviour of 137Cs and 90Sr in dairy milk including the nuclear weapons tests period and the period after the Chernobyl fallout. In the milk production areas in Finland soil types vary from clayish to humus and peat soils. Although total 137Cs deposition from nuclear weapon testings was approximately the same in all regions, 137Cs concentrations in dairy milk during the 1960s ranged between 5 and 35 Bq/l being highest in regions with high proportion of peat soils. The uneven deposition after the Chernobyl accident before the start of the growing season gave rise to 137Cs concentrations in dairy milk ranging from 3 Bq/l to 60 Bq/l. In the milk production areas dominated by organic soils the ecological half-lives for decrease of 137Cs were higher in the regions with clayish soils. Half-lives of 90Sr for longer time intervals were considerably longer than those for 137Cs. The long-term data on behaviour of 137Cs and 90Sr in dairy milk can be utilized in testing food chain models.

Uranium ore tailings and radioactive waste have been stored during four decades at the Mexican Storage Centre for Radioactive Waste (SCRW). An estimation of effective doses from sources of natural and artificial origin in the general population and workers is presented. The sampling points are located at the SCRW at a 200 m neighbouring zone of the site and at distant communities around SCRW (regional background). The effective gamma dose rates were estimated from measurements of radionuclide concentration in soil samples from 1991 to 2002. Doses from the outdoor and indoor inhalation of radon were also determined. Transfer factors for 226Ra, 210Pb, 137Cs and 40K from soil to wild edible species have been used to estimate the contribution of wild local foods to the dietary intake and to assess the supplementary doses received due to internal irradiation. The effective dose via the different exposure pathways estimated in the population that would live at the future in the immediate SCRW vicinity was two times higher than for the regional background.

The RESRAD-OFFSITE code provides expanded state-of-the art, cost-effective, and user-friendly methods for evaluating the radiological consequences to a receptor located onsite or outside the area of primary contamination. It calculates radiological dose and excess lifetime cancer risk with the predicted radionuclide concentrations in the environment, and derives soil cleanup guidelines corresponding to a specified dose limit. The RESRAD-OFFSITE code is an extension of the RESRAD (onsite) code, which has been widely used for calculating doses and risks from exposure to radioactively contaminated soils. The development of RESRAD-OFFSITE started more than 10 years ago, but new models and methodologies have been developed, tested, and incorporated since then. Some of the new models have been benchmarked against other independently developed (international) models. The databases used have also expanded to include all the radionuclides (more than 830) contained in the International Commission on Radiological Protection (ICRP) 38 database. Detailed information on the design and application of the RESRAD-OFFSITE code is presented in its recently published User's Manual.

La Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR), dans ses nouvelles recommandations, propose l'utilisation de paramètres déterminés expérimentalement pour effectuer uncalcul de dose efficace par unité d'incorporation (DPUI) spécifique pour chaque composé. Le but de cette étude est de définir une méthodologie (techniques d'analyse, test in vitro de dissolutionet test in vivo sur rats) permettant d'accéder à ces données et de présenter les méthodes de calcul utilisées, comme le logiciel GIGAFIT pour l'interprétation des données de transfert sanguin, etle logiciel LUDEP pour le calcul de dose. 
Ce travail a permis de déterminer pour un composé UO2 (uranium appauvri), utilisé dans la fabrication du combustible MOX, les principaux paramètres physico-chimiques et biologiques quientrent dans le calcul de dose : le Diamètre Aérodynamique Médian en Activité ou DAMA de 6,5 μm; la Surface Spécifique SS= 2,68 m2.g-1; et les fraction et taux de transfert sanguinrespectivement fr, entre 2,5% et 44,4%, Sr, entre 0,09 et 1,7 j-1 , et Ss, entre 6,4 10-4 et 1,5 10-3 j-1. Ces résultats intégrés dans LUDEP conduisent à une DPUI spécifique par inhalation pour ce composé UO2 égale à 2,84 10-6 Sv.Bq-1.

Lors d'une exposition à des rejets accidentels d'iodes radioactifs, la prise orale d'iode stable (iodure de potassium) permet de réduire ou d'éviter l'irradiation de la glande thyroïde.La posologie optimale est celle qui permet d'obtenir un blocage rapide et maximal du captage thyroïdien tout en évitant un dysfonctionnement thyroïdien. Cet article présente une revue des études sur la cinétique de l'iode dans l'organisme humain et l'efficacité du blocage thyroïdien par l'iode stable. Chez l'adulte euthyroïdien, la prise de 100 mg d'iodure juste avant l'exposition permet d'éviter 95 % ou plus de la dose à la thyroïde. Si l'exposition aux iodes radioactifs se prolonge après cette prise, le pourcentage de dose évitée à la thyroïde diminue de façon sensible. La répétition quotidienne de la prise d'iodure à une posologie plus faible (15 mg) permet alors de maintenir un blocage du captage supérieur à 90 %. L'efficacité du blocage et la survenue d'un dysfonctionnement thyroïdien dépendent de facteurs externes ou individuels : apports alimentaires d'iode, état fonctionnel de lathyroïde et âge. La posologie d'iode stable doit être adaptée en fonction de l'âge des individus au moment de l'exposition.

A new assessment of the nuclear dumping sites of Novaya Zemlya was performed in 2003/4. 137Cs contamination levels within both Stepovogo and Abrosimova Bays are similar to background environmental levels and there has been no detectable leakage from objects in Tsivolki Bay. Near-surface sediment 137Cs contamination levels in 2003/04 are 1–11 Bq/kg, 4–268 Bq/kg, and 13–20 Bq/kg in Tsivolki, Stepovogo and Abrosimova Bays respectively. These conclusions are further supported by the data for 238Pu and 239+240Pu. Hence, leakages from the low-level waste containers on the seafloor have diminished appreciably after ten years while sediment reworking (e.g. mixing, burial, resuspension and transport) and radioactive decay has reduced to negligible the elevated radionuclide levels previously detected in surface sediments. Furthermore, there is no indication that nuclear fuel from the dumped reactors or submarine has been or is presently releasing detectable quantities of radioactivity into the marine environment.

L’IRE (Institut national des radioéléments) produit des radionucléides pour la médecine nucléaire à partir de cibles irradiées d’uranium hautement enrichi. Le 22/08/2008, lors du transfert de résidus de production frais dans un réservoir de décroissance pratiquement vide, le mélange des liquides a conduit au dégagement d’environ 47 GBq d’iode-131, sous forme moléculaire, dans l’atmosphère. Les premières évaluations conservatives des conséquences radiologiques n’exigeaient pas la mise en place d’actions de protection directe de la population comme la mise à l’abri ou l’ingestion de comprimés d’iode stable. Toutefois, les dépôts estimés d’iode-131 pouvaient localement atteindre et dépasser les niveaux de référence dérivés pour la contamination du lait (4 kBq/m2) et des légumes-feuilles (10 kBq/m2). Pour cette raison, et parce qu’il subsistait une menace de rejet ultérieur, le plan d’urgence fédéral a été activé le 28/08 et la population potentiellement concernée s’est vu recommander d’éviter la consommation de fruits, de légumes et de lait frais produits localement. Les actions de protection sont levées le 7/09 et le plan d’urgence est levé le 12/09. La principale leçon tirée de cet événement est l’importance primordiale de l’échange rapide d’informations, aussi précises et complètes que possible, entre les différents niveaux, de l’exploitant à la population, en passant par les autorités fédérales et locales

The study of radiation fields around the cyclotron roomwas carried out for the Proton-Therapy-Center in Prague (Czech Republic).The 230 MeV proton cyclotron will be installed there as well asadditional components located along the beampath. The ambient doseswere computed by taking into account 3 major sources of secondaryradiation (neutron and photon) – the cyclotron, energy degraderand its collimator. The fluxes of neutrons/photons produced by protonswere computed using Monte Carlo code MCNPXTM 2.5.0. Energyand angular distributions were computed for various targets and protonbeam energies. Different physical models of high-energy proton interactionswere studied as well. The annual charge at the cyclotron exit wasbased on the “patient model” (distribution of treatment type) establishedfor a similar therapy center in Essen (Germany). Calculated datawere used as an approximation of the radiation field of the most significantsources of radiation (graphite degrader, tantalum collimator). Fluence-to-doseconversion factors from ICRP-74 were used for the annual dose equivalentevaluation. With these results, the shielding analysis in the Therapy-Centerwas performed in the context of the current legislation requirements.

Among the naturally occurring isotopes the determination of radium is the most difficult ones. In this work some alpha-spectrometric source preparation methods to determine radium were measured. The aim of our work was to investigate the feasibility of MnO2-coated discs for radium detection with a semi-conductor PIPS detector. This method based on the sorption of radium onto MnO2-coated surfaces. Parameters of this method were measured, and efforts were made to solve the incidental problems. In the case of using polyamide discs for base material, the executed experiments were showed that it might be applied to detection of 226Ra, however the resolution was weak. It can be caused by the surface roughness and by the width of the MnO2 coat. In the consecutive investigates we have these parameters changed. Whereas the surface roughness of MnO2 cannot be changed more, smooth surfaces could produce in another way, so there were took several surfaces into account, like stainless-steel, nickel, copper and chrome plate. Regarding our results - in the case of optimal width of MnO2 coat - using MnO2-coated discs is a simple and effective source preparation method in radium measurement.

There is currently a revitalized concern about the potential impact of ionizing radiation on the environment that calls for the construction of a system ensuring an adequate radioprotection of the non-human biota and their associated biotopes. This paper first sets the context of the problem both, with respect to the general philosophy of environmental protection as a whole, but also with respect to the consideration of the environment achieved so far in the purpose of human radioprotection. The current accumulated knowledge on the effects of ionizing radiation to biota (fauna and flora) is then briefly reviewed, encompassing effects at individual and community/ecosystem level, situations of acute and chronic exposure to high and low doses, finally leading to the identification of the most critical gaps in scientific knowledge: effects of mixed low dose rates in chronic exposure to communities and ecosystems. The most significant current international efforts towards the identification of environmental radioprotection criteria and standards are finally presented along with some relevant national examples.

The knowledge of the absorbed radiation dose is essential in order to interpret theresults of animal experiments with chronic ingestion of radionuclides by rodents. In orderto evaluate this absorbed dose, we applied the dose conversion factors proposed by ICRPpublication 108 to mouse chronic ingestion experiments with 20 kBq.L-1 137Cs-or 90Sr-contaminated water. The results indicated that whole-body absorbeddoses were 9 mGy and 10 mGy by the end of 20 weeks of 137Cs or 90Sringestion, respectively. These results of dose calculations were compared with resultsobtained with a more refined method using published organ-specific absorbed fractions ofenergy. There was good agreement between the two methods, indicating that, despite thesimple hypotheses used to apply the ICRP 108 dose conversion factors to our mouse model,this method allows one to calculate in a simple and reliable way the absorbed radiationdose received by the rodents during long-term experiments on chronic ingestion ofradionuclides.

L'étude des expositions associées à la présence du 222Rn dans les usines de traitement de phosphates et leurs environnements nécessite la mise en ?uvre d'un certain nombre de mesures dont les résultats devront ensuite être comparés aux recommandations de la CIPR dans sa publication 65. L'objectif de ces mesures est d'une part d'identifier les lieux quipeuvent présenter une exposition potentielle par la mesure de la concentration de radon 222 et d'autre part d'estimer cette exposition pour les travailleurs par la détermination de l'énergie alpha potentielle volumique. Le niveau de l'énergie alpha potentielle volumique à la surface du dépôt de phosphogypse “ tabia " dépasse les recommandations de la CIPR dans certains points de mesure.

The phosphogypsum is produced as a by-product of the manufacturing phosphoric acid or phosphate fertilizer from the phosphate rock on the wet process. In general, it contains relatively high concentrations of uranium series radionuclides such as 226Ra. This study surveyed overall radioactivity of the naturally occurring radionuclides in a facility using phosphate rock and evaluated the impact on the vicinity environment by the phosphogypsum.

Low level radioactive liquid discharges have been carried out in the Loire river since 1963. Since then, the number of power plants located on the Loire river and its tributaries has been steadily increasing to reach, in the year 2000, 14 reactors operating on 5 different sites. The question arose to evaluate to what extent the addition of several nuclear power plants on the same river system could increase the concentrations in radionuclides in the environment and affect the dose to the public. To address this issue, EDF initiated in 1998 the “Loire river and estuary radioecology” program with the focus on assessing possible accumulation of radionuclide in river bottom sediments or on river shores. The following radionuclides were considered because of their importance in power plant liquid discharges: tritium, 14C, 58Co, 60Co, $^{110{\rm m}}$Ag, 134Cs, 137Cs, 54Mn, 124Sb, and 131I. Radionuclide concentrations in the dissolved, particulate and sedimentary forms were evaluated using the CRESCENDO model. The development and validation of this model required a multi-step process. The first step was to design a 350-km long 1D hydraulic and water transport based on currently available tools and data. Next, daily tritium concentrations measured in Angers, at the downstream limit of the river, were compared with computed values. The following step was to calibrate the sediment transport model. Areas where fine particles settled (dams and river shores) were monitored to improve our understanding of sediment dynamics. Then equations representing radionuclide exchange between water and particles were derived from laboratory experiments and included in the model. After each step the computed values were compared to measure data sets to ensure the model adequately described the processes involved. In the final step, the CALVADOS model was used to calculate dose to the public at different locations along the Loire river.

National Research Institute of Fisheries Science (NRIFS) has carried out the long term monitoring program for radioactive pollution in marine organisms caught around Japan in order to confirm the safety of marine organisms as food source. Recently, the effective ecological half-lives have been introduced to estimate the recovery time from radioactive pollution. In this study, the effective ecological half-lives of Cs-137 for some fishes were calculated from our monitoring data. It is known that fish species have each effective ecological half-lives. However, it has been unclear what change these half-lives of Cs-137 for fishes. Fishes intake Cs-137 through food chain and directly from their surrounding seawater. Therefore, the effective ecological half-lives of Cs-137 for some fishes would be controlled by the effective environment half-lives of Cs-137 for their surrounding seawater. There is difference in the effective environment half-lives between the open ocean and the coastal seawaters. Some fishes move between the open ocean and the coastal areas, and therefore their effective ecological half-lives are influenced by the effective environment half-lives for seawaters of both areas. Consequently, the rate of the influence by seawater in each area would produce the differences in the effective ecological half-lives among fish species.

Naturally occurring radionuclides in building materials are sources of external and internal exposure in dwellings. External radiation exposure is caused by the gamma radiation originating from members of uranium and thorium decay chain and from 40K. Internal radiation exposure, mainly affecting the respiratory tract, is due to the short-lived daughter products of radon which are exhaled from building materials into room air. The objective of this study is to measure the radon exhalation rates from zircon materials, flours and sands, used as raw materials in the porous fired tiles body and from the final products (porcelain tiles usually commercialized in Italy). The radon exhalation rates for the zircon flours and sands ranged from 0.17 to 1.9 Bq kg-1 h-1, and from 0.090 to 0.20 Bq kg-1 h-1; 222Rn exhalation rates for most of the porcelain stoneware tiles are near or below the minimum detectable limit (LLD) of 0.0004 Bq kg-1 h-1.

The European Model for Inhabited Areas (ERMIN) was developed to allow a user to explore different recovery options following the contamination of an urban environment with radioactive material and to refine an appropriate strategy for the whole region affected. The input data include a description of the environment, initial deposition of radionuclides on to a reference surface and a description of countermeasures. Output information includes the average doses to members of the public from external exposure to gamma and beta radiation from deposited radionuclides and inhalation of resuspended radioactivity, the contamination on urban surfaces, the activity concentration in air from resuspension, the doses to workers undertaking the recovery work, the quantity and activity of waste generated and the cost and work required to implement the countermeasure. ERMIN has been designed to be implemented as a tool that supports the approach of decision-makers and allows the area to be broken down into smaller regions where different conditions prevail and different countermeasure packages are enacted.

Depuis 1991, l'IRSN réalise un suivi radioécologique annuel de l'environnement des installations électronucléaires françaises. Plus de 5 000 échantillons, prélevés dans le milieu terrestre et aquatique autour des 20 sites étudiés, ont ainsi été analysés par spectrométrie gamma à bas niveau. Cette synthèse permet d'établir un bilan de 11 ans d'études, en présentant les objectifs et méthodes mises en œuvre, et en énonçant les principales observations et conclusions qui peuvent ressortir de l'analyse des résultats de mesures obtenus. Il apparaît que les rejets atmosphériques chroniques de radionucléides émetteurs gamma effectués par les CNPE ne conduisent le plus souvent pas à des apports décelables dans l'environnement des sites. Ces observations ont conduit l'IRSN à réduire le nombre d'analyses portant sur des échantillons du milieu terrestre à partir de 2000. Les rejets liquides sont, quant à eux, responsables d'un marquage de l'environnement aquatique, mis en évidence par la détection de faibles activités de 60Co, 58Co, $^{110{\rm m}}$Ag ou 54Mn, et des différences significatives des valeurs des rapports d'activités 137Cs/134Cs mesurés en aval des installations. Les apports de radioactivité gamma artificielle en Manche sont également décelables dans les échantillons marins prélevés à proximité des CNPE. Toutefois, ce marquage peut être difficile à mettre en évidence du fait de la présence des radionucléides artificiels rejetés par les installations de COGEMA-La Hague. Au-delà des informations importantes que ces études apportent quant au marquage de l'environnement par les rejets des CNPE, les résultats acquis depuis 1991 constituent une source importante de données qui nous informent sur le devenir et la répartition des radionucléides dans l'environnement.

Si la publication 99 de la CIPR et le BEIR VII recommandent de maintenir l’usage d’une relation linéaire sans seuil (RLSS) pour estimer l’excès de risque relatif de cancer lié à de faibles doses de rayonnements ionisants (RI), le rapport conjoint de l’Académie des sciences et de l’Académie de médecine (2005) conclut qu’elle conduit à une forte surestimation des risques des faibles et des très faibles doses. Les fondements de la RLSS sont remis en question par de nouvelles données biologiques et de l’expérimentation animale qui montrent que la défense contre les RI met en jeu le micro-environnement cellulaire et le système immunitaire, et que les mécanismes de défense contre les faibles doses de RI sont différents et plus efficaces. Ces cellules lésées par une irradiation à faible dose sont éliminées ; la réparation s’impose à forte dose pour préserver les fonctions tissulaires. Les organismes pluricellulaires réalisent ainsi une défense au moindre coût et au moindre risque contre les RI et les dégâts du métabolisme oxydatif. Les différences entre les défenses contre les faibles et fortes doses sont particulièrement nettes dans le cas de contamination par des émetteurs alpha qui montrent chez l’homme et l’animal des effets à seuil de plusieurs grays. Ces différences remettent en question les résultats des études épidémiologiques qui, pour des raisons de puissance statistique, estiment les risques en fusionnant des données obtenues pour des gammes de doses très étendues, ce qui sous entend implicitement que les mécanismes de cancérogenèse sont similaires quelle que soit la dose. L’estimation des risques des faibles doses de RI doit reposer sur des études spécifiquement limitées aux faibles doses, avec une évaluation précise de facteurs de confusion potentiels. La synthèse des études de cohorte pour lesquelles on dispose des coefficients de risque fondés sur les seules doses inférieures à 100 mSv chez l’adulte ne montre pas d’excès de risque relatif significatif, ni pour les tumeurs solides ni pour les leucémies.