Les CLI ont un rôle important pour suivre l’impact des centres nucléaires et communiquer les informations aux populations. L’ANCLI regroupe des CLI pour permettre une mise en commun des travaux et une bonne représentation des CLI. Les publications, l’organisation d’un colloque et des sessions de formation sont des actions de l’ANCLI. Ces ensembles CLI et ANCLI sont soumis à des textes législatifs ou réglementaires qui imposent des évolutions.

Les effets radio-induits sur le pancréas, communément décrits chez les mammifères, concernent essentiellement des modifications structurales observées à long terme. En revanche, peu d'études traitent des conséquences fonctionnelles d'une irradiation sur le pancréas exocrine. Le but de ce travail est de suivre les effets aigus d'une irradiation corps entier sur le volume et l'activité enzymatique du suc pancréatique. Une irradiation gamma corps entier à la dose de 6 Gy a été réalisée chez des porcs. Une collecte de suc pancréatique, par cathétérisme permanent du canal pancréatique, a été réalisée avant et après exposition avec mesure en continu du volume sécrété. Sur chaque échantillon de suc pancréatique, la concentration protéique ainsi que l'activité enzymatique de la trypsine, chymotrypsine, élastase, lipase et amylase ont été déterminées. Le volume de suc pancréatique sécrété quotidiennement diminue dès le lendemain de l'irradiation et le niveau sécrétoire ne revient jamais à des valeurs enregistrées avant irradiation. La quantité de protéines et les activités totales des enzymes sécrétées dans le suc pancréatique sont réduites de manière parallèle. Enfin, seules les activités spécifiques de l'élastase et de la lipase sont modifiées après l'irradiation. Ainsi, les conséquences d'une irradiation corps entier chez le porc se traduisent par une diminution importante et rapide de la sécrétion pancréatique exocrine, affectant à la fois les composantes hydro-bicarbonatée et enzymatique. Ce phénomène pourrait contribuer aux perturbations de la sphère intestinale lors du syndrome aigu d'irradiation mais également générer des effets à plus long terme.

The activity concentration of natural and anthropogenic radionuclides in soil and rock, and in benthic algae, corals and oysters across the St. Martin's island of Bangladesh were investigated together with physicochemical parameters and texture of soil with an aim of evaluating the radioecology of the island. Soil and rock samples from the twenty-two locations of the island, eleven species of benthic algae, six species of corals and two species of oysters were analyzed. The activity of 226Ra in soil was found in the range of 7.22–103.8, in benthic algae 2.5–9.7, in coral 5.5–10 and in oyster 4.2–11.5 Bq kg-1. The activity of 232Th in soil was found in the range of 14.56–216, in benthic algae 1.3–12.6, in coral 4.4–15.6 and in oyster 3.2–8.4 Bq kg-1; and the activity of 40K in soil was in the range of 322–732, in benthic algae 17.1–45.5, in coral 21–146 and in oyster 24–32 Bq kg-1. The external radiation dose rate due to activity concentration of natural radionuclides in soil was assessed. The activity of anthropogenic 137Cs was found below detection limit.


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.

La dosimétrie individuelle présente plusieurs difficultés dues aux différences des réponses en énergie des dosimètres. Dans ce travail, nous proposons un dosimètre individuel réglementaire pour la surveillance radiologique des personnes soumises à l'exposition neutronique, autour du futur réacteur de recherche de type TRIGA Mark II du Maroc. L'exposition aux neutrons n'aura lieu qu'épisodiquement et les doses reçues devraient rester faibles. Afin de choisir convenablement un dosimètre individuel de neutrons, nous avons étudié deux systèmes : le détecteur à bulles et le détecteur solide de traces nucléaires PADC2 (CR-39$^{\mbox{\tiny\textregistered}}$). Vu les limitations imputées aux propriétés dosimétriques des différents dosimètres actuellement employés, une étude comparative approfondie est nécessaire en vue de disposer d'un dosimètre individuel convenable. Cette étude s'inscrit dans le contexte marocain : absence d'installations pour réaliser des tests, un nombre restreint de travailleurs opérant dans des zones spécifiques pourrait être soumis à l'exposition neutronique, contraintes économiques, champ neutronique souvent mixte et la réglementation qui impose le port d'un dosimètre individuel dans une zone contrôlée. En raison de ses caractéristiques dosimétriques et de son prix, le dosimètre de type CR-39 peut être une bonne solution comme dosimètre individuel passif de neutrons autour du réacteur TRIGA. Le dosimètre à bulles, permettant d'instaurer la démarche ALARA, serait utilisé comme dosimètre individuel complémentaire bien adapté à la dosimétrie opérationnelle.

17 ans après l'accident de Tchernobyl, cette étude propose une reconstitution des dépôts de 137Cs dus à cet accident sur l'ensemble du territoire français métropolitain. Cette reconstitution est basée sur la relation entre les dépôts de 137Cs et les pluies de la première semaine de mai 1986, validée sur le tiers-est du pays, et sur une modélisation de l'appauvrissement d'est en ouest des masses d'air contaminées. La carte proposée, établie suivant la même méthode géostatistique que celle utilisée par la Commission européenne, est cohérente avec les estimations des dépôts de 137Cs dans les pays d'Europe voisins.

Peu d’études sur le thème des recommandations de radioprotection que doivent suivre les patients hors du secteur d’hospitalisation après traitement du cancer différencié de la thyroïde par de l’iode-131, sont basées sur une détermination expérimentale de la période effective. Le but de ce travail a été de calculer des valeurs de durées pendant lesquelles le patient doit respecter des recommandations à l’aide d’une mesure du débit de dose à 30 cm le dernier jour avant qu’il quitte le secteur d’hospitalisation. Les mesures du débit de dose ont été réalisées tous les jours au niveau de l’abdomen et du cou pendant la durée d’hospitalisation. Ces points sont ajustés par un modèle mono-exponentiel ou bi-exponentiel pour déterminer la période effective. Nous modélisons 7 situations d’exposition des personnes proches. Nous montrons que dans les conditions réalistes de diffusion le rapport des débits de dose en fonction de la distance suit une loi en l’inverse de la distance de mesure. La période effective est de 16 ± 6 h quelle que soit la localisation de la mesure. Cela nous conduit à un calcul de respect de recommandations n’excédant pas 2 jours après 3 jours d’hospitalisation. Un abaque simple est donné pour permettre le calcul des durées de recommandations en fonction du débit de dose mesuré à la sortie. Ce protocole de mesure est mise en oeuvre dans notre institution et donne entière satisfaction tant du point de vue de l’information au patient que du respect de l’irradiation minimale des proches suivant le principe ALARA.

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.

Cette synthèse bibliographique décrit le comportement du polonium-210 dans l'environnement terrestre. Les sources du 210Po dans l'atmosphère varient notamment avec la localisation géographique et la présence ou l'absence d'activités minières. Dans les sols, le polonium, du fait de son origine atmosphérique, est concentré dans les premiers centimètres. C'est un élément peu mobile qui s'adsorbe sur les surfaces minérales et peut (co)précipiter avec les (oxy)hydroxydes métalliques ou sous forme de sulfure. La voie d'entrée majoritaire du 210Po dans la végétation est le dépôt foliaire qui n'est pas, ou peu, suivi d'incorporation ou de translocation. Le transfert du 210Po aux animaux s'effectue principalement par ingestion, avec des facteurs de transfert relativement élevés. Dans les hydrosystèmes dulçaquicoles, le 210Po est généralement immobilisé sous forme de Po(IV) insoluble et/ou associé à la phase particulaire ou colloïdale. Le plancton, les invertébrés et les poissons concentrent le 210Po, surtout dans les tissus mous. Le polonium, radioélément naturel omniprésent dans l'environnement, est susceptible d'induire pour l'homme une exposition significative par rapport à d'autres radionucléides naturels ou artificiels. Les études – essentiellement des mesures in situ – qui lui sont consacrées restent très descriptives, aussi, des travaux expérimentaux permettant de mieux comprendre et de modéliser son comportement dans le milieu terrestre seraient utiles.

Dans le cadre des travaux de transposition en droit français de la directive 97/43 Euratom relative à la radioprotection des patients, une campagne nationale de dosimétrie en radiodiagnostic s’est déroulée entre avril 2001 et février 2003, à l’initiative conjointe des sociétés savantes et professionnelles, de la Direction générale de la Sûreté nucléaire et de la radioprotection (DGSNR) et de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN). Son objectif était d’associer des niveaux de doses aux procédures radiologiques standardisées, élaborées dans une étape précédente par la Société française de radiologie, et d’engager une première étude pour la détermination de niveaux de référence diagnostiques (NRD) français. Sur la base de protocoles de mesures et de fiches d’informations établis par l’IRSN et la Société française de physique médicale, la campagne a reposé sur des équipes pluridisciplinaires (radiologue, physicien, technicien), dans 24 services de radiologie volontaires. Son organisation pratique, la centralisation des données et le traitement des résultats ont été assurés par l’IRSN. Pour les 8 examens sélectionnés (4 en radiologie classique et 4 en scanographie), dans chaque service, 20 sujets d’âge adulte et de morphologie moyenne devaient faire l’objet d’une dosimétrie. En radiologie classique, la dose à l’entrée a été mesurée par dosimètres thermoluminescents placés à la peau, pour 1231 patients. En scanographie l’indice de dose de scanographie pondéré et le produit dose × longueur ont été déterminés pour 667 patients à partir des paramètres de l’examen et des données de base du scanner. Pour chaque type d’examen les valeurs moyennes de chacune de ces grandeurs ainsi que celles du 75e percentile ont été calculées. Pour la grande majorité des examens et des centres ayant participé à l’étude, il apparaît que ces valeurs se situent en dessous des NRD proposés par la Commission européenne en 1996. Ces résultats, analysés en fonction des facteurs d’influence sur la dose et des limites méthodologiques de l’étude (volontariat des services participant), prouvent la faisabilité et le grand intérêt d’une campagne nationale de mesures de doses en radiologie, à plus grande échelle, qui permettrait d’établir des NRD spécifiques à la pratique française, de prévoir leur révision périodique et de définir les démarches d’optimisation appropriées.

Les longues séries temporelles d'observation de la radioactivité dans l'atmosphère (au niveau du sol) permettent d'étudier l'évolution de ce réservoir après les injections des expérimentations nucléaires militaires, de l'activité industrielle, ou suite aux accidents tel que celui de Tchernobyl (1986). Conjointement à l'observation des radionucléides d'origine artificielle, les radionucléides formés par l'interaction du rayonnement cosmique dans la haute atmosphère, comme 7Be, sont quantifiés. La corrélation entre les composantes naturelles et artificielles permet de mieux comprendre l'évolution globale de la radioactivité dans l'atmosphère. L'observatoire de la radioactivité dans l'atmosphère de l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) a débuté en 1959. Actuellement les aérosols sont prélevés dans 6 stations localisées en Métropole et dans 2 stations en Outre-mer (hémisphère sud). Les concentrations de 137Cs dans les aérosols en 2002 sont de l'ordre de 0,4 μBq m-3 en métropole et 10 fois moins à Tahiti. Les activités du 7Be, de l'ordre de 3 200 μBq m-3, sont similaires en métropole et à Tahiti.

L'évaluation et la surveillance des rejets radioactifs des installations nucléaires visent à garantir la protection de la population et de l'environnement vis-à-vis des rayonnements ionisants. Répondre à cette préoccupation à la fois d'ordre réglementaire, scientifique et d'information du public nécessite la mise en œuvre d'un programme de contrôle fiable des rejets, d'une surveillance radiologique vigilante dans l'environnement et d'un système d'information compréhensible du public. L'acceptation des résultats et de leur interprétation par l'opinion requiert que la surveillance des rejets et l'évaluation de leur impact soient confiées à des organismes accrédités et indépendants des exploitants d'installations nucléaires. C'est le cas en Suisse, où la loi et l'ordonnance de radioprotection stipulent que l'Office fédéral de la santé publique (OFSP) est responsable de ces tâches en collaboration avec les laboratoires cantonaux et les instituts universitaires. Cette publication présente un aperçu des modalités actuelles d'évaluation de l'impact des rejets des installations nucléaires suisses sur l'environnement et la population avoisinante ainsi que du rôle et de l'organisation de la surveillance. Certains enseignements et perspectives dans ce domaine sont également présentés.

L'exposition aux rayonnements ionisants de la population française est due en majeure partie à la radioactivité naturelle (radon, irradiations externes d'origine tellurique et cosmique, ingestion d'eau et d'aliments). Dans un contexte épidémiologique, il est nécessaire d'estimer au mieux l'exposition de la population afin de pouvoir l'étudier conjointement à des indicateurs sanitaires. Dans cet objectif, des indicateurs d'exposition doivent être créés en prenant en compte les mesures environnementales et en contrôlant les facteurs de variabilité (caractéristiques de l'habitat, variations saisonnières, densité de population). La distribution des expositions doit également pouvoir être étudiée à différents niveaux géographiques (département, zone d'emploi). Le présent travail constitue une mise à jour de l'estimation de l'exposition de la population française à la radioactivité naturelle. Les indicateurs d'exposition au radon domestique reposent sur les concentrations mesurées, corrigées pour la saison et les caractéristiques d'habitat (variation départementale : 19–297 Bq/m3). Les indicateurs d'exposition au rayonnement gamma d'origine tellurique reposent sur les débits de dose mesurés, redressés sur le type d'habitat (22–95 nSv/h). L'exposition aux rayonnements cosmiques est évaluée à partir de l'altitude et pondérée sur la densité de population (0,27–0,38 mSv/an). La dose efficace annuelle due à ces trois composantes est estimée à 2,2 mSv.

Le service de santé au travail du CEA/CADARACHE est un service médical de site chargé de la surveillance radiologique de l'exposition interne de l'ensemble du personnel travaillant sur le centre de Cadarache. Dans notre activité spécifique de surveillance du risque radiologique prédomine la gestion des expositions aux actinides, plutonium et américium principalement, avec environ 600 agents concernés. Nous présentons les protocoles de prise en charge des incidents de contamination que nous avons élaborés et mis en place en 1996 ainsi que le retour d'expérience sur plus de 1 500 évènements gérés jusqu'à fin 2002.

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.


Dismantling and decommissioning operation of three glove boxes contaminated by 241Am was conducted in summer 2001. During the first two terms of the decommissioning project no hesitation appeared about the adequacy of the protective regime. After measuring of filters from ventilation during the third term the volume activity was assessed as 1.5 Bq/m3 with the volume of filtered air of 69.2 m3 at a flow rate of 1 m3 per hour and all the working activities were stopped. On the basis of first results, six workers were treated with calcium trisodium diethylene-triamine-pentaacetate (Ca-DTPA) in infusions. The check of urine proved the increased excretion of contaminating radionuclide. The tolerance of the treatment was good. Final evaluation based on complex excretion data in the workers pointed to the committed effective dose of 35–185 mSv. This extraordinary event was caused first of all by the considerable underestimation of the hazard of the dismantling of dry glove boxes.