Depuis plus de 10 ans, EDF a mis en œuvre une dosimétrie opérationnelle en utilisant des dosimètres électroniques à lecture directe. Cet exposé présente l'évolution du matériel et de l'utilisation des données informatisées à des fins de suivi des doses et de leur optimisation. Une réflexion globale est présentée sur les horizons futurs de la dosimétrie opérationnelle concernant les besoins d'EDF, l'applicationdes futures directives européennes, et l'état d'avancement de projets industriels.

L'intégration de la radioprotection à la conception de l'usine MELOX (fabrication de combustible MOX) nous a conduit à définir une méthodologie rigoureuse concernant les études de radioprotection. Nous essaierons de montrer dans cet article comment la radioprotection a été intégrée dans les principes de conception de l'usine par le choix de grandes options (minimiser la durée des opérations normales de fonctionnement, minimiser les durées et les fréquences d'intervention, minimiser les débits d'équivalents de dose) et la fixation des critères de dimensionnement (objectif d'équivalent de dose inférieur à 5 mSv par an). Le poste de broyage, en raison de sa simplicité plus démonstrative, a été choisi à titre d'exemple.

Après avoir posé le problème, des résultats et commentaires sont donnés pour illustrer les efforts d'optimisation faits par les exploitants miniers. Dans le cycle du nucléaire, les travailleurs les plus exposés, en routine, sont les mineurs d'uranium (moyenne pour les mines souterraines entre 20 et 30 mSv.an-1). Dans les mines d'uranium, les exploitants font, surtout depuis 10 ans, de gros efforts pour diminuer les doses collectives et pour respecter la réglementation en vigueur basée sur les recommandations de la CIPR (publications 26 et 47). Depuis 1988, chez les mineurs français, aucune dose effective (cumul) ne dépasse la limite fondamentale de 50 mSv.an-1. Il n'en est pas de même dans tous les pays. En 1990, la CIPR a édité de nouvelles recommandations (publications 60 et 61) où la limite fondamentale est telle qu'en moyenne elle ne doit pas dépasser 20 mSv.an-1. Pour respecter cette limite, les exploitants devront prendre un certain nombre de dispositions plus ou moins contraignantes. Les moyens financiers supplémentaires seraient importants dans les mines existantes. De nouveaux concepts d'exploitation minièreseraient à rechercher pour les mines nouvelles. Indépendamment des aspects financiers, les dépenses faites pour essayer de réduire un risque déjà très faible (aléatoire et à long terme) ne seraient-elles pas mieux employées pour améliorer les postes de sécurité classique ? On voit, de plus, apparaître toute une série d'effets pervers allant à rencontre du but recherché. En conclusion, l'amélioration de la protection radiologique peut être obtenue plus efficacement par la mise en œuvre du principe de l'optimisation de la dose collective que par un accroissement de la sévérité des limites de dose individuelles.

Les disciplines juridiques tendent, en général, à une rationalisation et à une stabilisation des pratiques sociales ou économiques et elles s'orientent vers des concepts ou des pratiques se rattachant au domaine du déterminé. En ce quiconcerne le principe d'optimisation de la radioprotection, la technique juridique classique du droit administratif ne répond pas exactement aux problèmes posés par sa mise en œuvre : des obligations de prestations imposées traditionnellementpar l'administration, il semble qu'il faille passer à une obligation de comportement des acteurs, d'où la difficile qualification juridique du principe d'optimisation. Du droit du commandement, du privilège et du contrôle, l'administrationdoit, dans le cas de l'optimisation, faire essentiellement confiance aux exploitants des installations nucléaires par l'édiction d'une "norme-objectif" et non plus d'une "norme-règle". L'avenir des sciences juridiques n'est-il pas dans le développement du droit administratif du non déterminé qui obligerait l'administration à reconnaître que, même dans le domaine du déterminé, elle n'est pastoujours celle qui sait ? Si notre droit administratif classique est un droit du commandement et du contrôle, le droit administratif du non déterminé sera celui du droit de l'effort commun, encadré par des actes collectifs avec pour forfait laconfiance, la concertation, les obligations de comportement, le tout sous le contrôle d'un juge intervenant lorsqu'il y a contradiction manifeste entre les actes et le comportement promis. En droit français, l'optimisation est restée un principe général non assorti de dispositions concrètes quant aux modalités de mise en œuvre. Cet article a pour objectif d'explorer sur quels fondements juridiques il serait possible d'appliquer, sur le plan pratique, ce principe sans en trahir l'esprit.

Les auteurs se sont intéressés à la réaction nucléaire 32S(n, p) 32P qui a lieuentre autres dans les phanères de l'homme (cheveux et poils) lors d'accident decriticité ou de surexposition aux neutrons d'énergie supérieure à 2,5 MeV. Laprésence de 32P dans les cheveux ou les poils est un signe indiscutable d'uneexposition aux neutrons rapides. L'activité du 32P décelée est directement proportionnelleà la fluence neutronique. Elle permet une estimation précise de ladose absorbée dès lors que l'on connaît la nature du spectre incident. Laconnaissance du rapport neutron/gamma autorise même l'estimation de la dosetotale absorbée (neutron + gamma).Les petites quantités de phanères nécessaires aux mesures (quelques dizainesde mg) permettent sur un individu de pilosité moyenne de faire des prélèvementsen différents points du corps. On en déduit alors le vecteur directeur dela fluence incidente et l'hétérogénéité de l'exposition. Cette méthode est opérationnelle.Elle n'exige pas de radiochimie trop ardue. Elle apporte des donnéesdosimétriques très fiables aux cliniciens en moins de vingt quatre heures. Leseuil de détection est de quelques dizaines de centigray.

La radiothérapie, traitement efficace des tumeurs cérébrales, peut avoir plusieurs effets secondaires dont la radionécrose tardive. Les lésions de nécrose et de gliose présentent une évolution généralement irréversible dans les mois oules années qui suivent le traitement. Plusieurs facteurs sont liés à son apparition : l'âge et l'état systémique du malade, les facteurs de risque vasculaire et la susceptibilité individuelle, mais le protocole et la dose par fraction sont essentiels, bien que des cas de radionécrose aient été décrits après radiothérapie conventionnelle. La Physiopathologie de la radionécrose reste controverséemalgré les théories gliales, vasculaires et autoimmunes fréquemment évoquées. Aucune théorie prise isolément ne peut expliquer la variabilité des délais d'apparitiondes lésions de radionécrose, la sensibilité particulière de la substance blanche, les modifications de fonction des oligodendrocytes et les anomalies vasculaires. Les lésions oligodendrogliales jouent probablement un rôle importantau début du processus alors que l'atteinte de la barrière hémato-astrocytaire semble responsable des complications différées. Le méthodes récentes d'explorationbiophysiques non invasives, comme les tomographies RX et par émission de positons, et l'imagerie et la spectroscopie par résonance magnétique nucléaire, ont permis l'examen anatomophysiologique du cerveau après irradiation.Les limites et perspectives de ces méthodes biophysiques sont analysées ici dans des modèles expérimentaux d'étude de la radionécrose cérébrale, développés dans des espèces variant du rongeur au primate.

La mise en œuvre de la politique "ALARA" au niveau de la conception, l'exploitation et la maintenance des REP du parc EDF a pour but de maîtriser les expositions individuelle et collective et d'en assurer une gestion rationnelle. L'objectif de cette politique est, conformément aux recommandations de la CIPR 60, de faire en sorte que les expositions soient maintenues aussi bas que raisonnablement possible (nombre de personnes exposées et niveau d'exposition), et réparties de façon équitable tout en tenant compte des facteurs économiques et sociaux. Ceci implique qu'EDF se dote, entre autres outils, d'un système de valeurs monétaires de référence de l'unité de dose collective évitée. Après avoir évoqué les problèmes d'éthique associés et le consensus des experts internationaux en matière de relation dose-effet, l'article présente le modèle adopté, basé sur l'aversion à la dispersion des risques. Il se traduit par une valeur de l'unité de dose collective qui augmente fortement quand les doses individuelles annuelles croissent et s'approchent des limites. Ce modèle est un outil d'aide à la décision qui permet de comparer rationnellement différentes solutions en vue d'optimiser les expositions professionnelles.

Le technétium, composant des déchets nucléaires, est une source potentielled'exposition des générations futures. L'étude de la toxicocinétique du technétiumchez le rat a montré une rétention par la peau, le rein et la thyroïde (respectivement15,26 %, 0,18 %, 0,03 % de l'activité initiale 14 jours après ingestion),une élimination rapide et importante (82 % de l'activité initiale excrétée3 jours après ingestion).

Des quantités allant de 1 à 20 fois les LAI pour l'uranium (sous les formes chimiques UO2 et U3O8) ont été inhalées par des babouins suivis pendant 1 an par anthroporadiométrie puis sacrifiés pour analyse des différents organes où l'uranium peut migrer en quantité significative. Les résultats ont montré qu'un an après : 1) la rétention d'uranium dans le poumon est plus forte lorsqu'il est inhalé sous forme d'UO2 que sous forme d ' U3O8 ; 2) le rapport “concentration dans les ganglions/concentration dans les poumons” est plus élevé lorsque l'uranium est inhalé sous forme d'UO2 ; 3) pour les deux formes, le transfert vers les ganglions n'est pas influencé par la massé inhalée ; 4) les concentrations relatives d'uranium, quelles que soient les formes inhaléesévoluent dans l'ordre : ganglions thoraciques › poumons ›› crâne › fémurclavicule › vertèbres lombaires – cage thoracique › sternum › reins › foie ; 5) la mesure de certains enzymes présents dans les urines peut être utile poursurveiller les surexpositions d' U3O8, mais, à ce jour et dans la gamme de doses étudiée, l'anthroporadiométrie et l'excrétion urinaire restent des procédés de choix.

Le remplacement des générateurs de vapeur (RGV) d'un réacteur à eau sous pression apparaît comme une nécessité dès lors qu'environ 15 % des tubes de ses générateurs de vapeur sont, ou doivent être, obturés. La fréquence de tellessituations devrait s'accroître dans les années à venir. Une dizaine de RGV ont été réalisés à l'étranger avant celui de Dampierre 1, qui a constitué une "première" pour le parc français. Il s'agissait d'une opération de maintenancenucléaire de taille inhabituelle, nécessitant pendant plusieurs mois l'intervention de très nombreux opérateurs. L'expérience étrangère laissait espérer qu'une bonne préparation permettrait de réduire de façon significative la dose collectivedès la première intervention française. Aussi, EDF a décidé de compléter ses pratiques habituelles en matière de radioprotection par l'adoption d'une démarche ALARA. Le schéma adopté pour mettre en œuvre l'optimisation de laradioprotection à Dampierre s'est appuyé sur quatre idées clefs : un rôle opérationnel de la radioprotection dans la totalité du projet, une organisation homogène de la radioprotection, de la préparation du chantier à l'analyse du retour d'expérience, regroupant des compétences complémentaires, une motivation de l'ensemble des intervenants par de nombreuses actions de sensibilisation, des outils et des procédures appropriés à la démarche ALARA. Après une présentation des principales actions de radioprotection mises en œuvre à Dampierre et de leur impact dosimétrique, l'ensemble de la démarcheALARA est illustré avec l'exemple des obturateurs installés dans les tuyauteries primaires.

Quatre brebis gestantes ont reçu du foin contaminé par les retombées de l'accident de Tchernobyl, pendant environ 1 mois avant et un mois après le part. Le niveau de contamination (134Cs et 137Cs) des mères et des agneaux a été déterminé par comptage in toto ; la quantité de lait ingérée par les agneaux a été estimée par leur gain de poids journalier. Entre J10 et J30 après le part, la valeur moyenne des transferts a été de 4,7 ± 1,4 % pour le lait et 7,9 ± 1,7 % pour la viande. A la naissance, la charge corporelle moyenne des agneaux était égale à 3,2 ± 0,8 % celle de mère ; le coefficient moyen de rétention du césium ingéré était au sevrage (J30) de 39 ± 6 % pour les agneaux et de 27,3 ± 3,2 % pour les brebis. La période de décontamination spontanée était pour les agneaux après le sevrage d'environ 14,5 jours (courbe monoexponentielle) et d'environ 26 jours pour la composante longue de la courbe bi-exponentielle chez les brebis. Les transferts à la viande, les paramètres de charge et de décontamination spontanée ont été également étudiés : 1) chez 4 agneaux de 1 à 3 mois après le sevrage, 2) chez 3 jeunes animaux âgés de 9 à 10 mois. Les valeurs des différents paramètres du transit du césium chez les nouveaux-nés et chez les jeunes animaux sont discutées en rapport avec la gestion d'un accident de contamination.

Cette étude présente une méthode de dosage de l'uranium dans les urines qui offre les avantages d'être rapide (30 min), simple et fine (seuil de détection à 0,32 µg/l). Cette méthode allie la rapidité de la minéralisation par micro-ondes àla précision de la mesure par spectrofluorimétrie parexcitation laser.

Résumés des communications présentées lors de la table ronde qui s'est déroulée le 27 novembre 1991, à Fontenay-aux-Roses, avec le soutien du Commissariat à l'énergie atomique et de la Société française du tissu conjonctif.

Les pratiques actuelles de COGEMA en matière de déchets faiblement actifsconduisent à encombrer inutilement les stockages de surface. Une réductiond'un tiers du volume des déchets de surface issus des usines de retraitementpeut être envisagée sous la double condition qu'un seuil de minimis soit fixé etque le matériel de mesure industriel correspondant soit développé, la secondecondition étant tributaire de la première.

Des fibroblastes dermiques humains en culture ont été irradiés par une source de 60Co (débit de dose 6,25 mGy / jour) et exposés pendant 8 jours (dose absorbée totale 50 mGy). La prolifération, les teneurs en protéines et ADN n'ont pas été modifiées sous irradiation. Le potentiel transmembranaire de 200 cellules était comparable dans les cellules irradiées (9,4 ± 4,9 eV) et les cellules témoins (10,2 ± 2,0 eV). Les dosages de l'activité de la glucose-6-phosphate deshydrogénase (G6P-DH, enzyme-clé de la voie des pentoses phosphates) de la glycéraldéhyde-3-phosphate deshydrogénase (GAP-DH) et de la pyruvate kinase (enzyme-clé de la glycolyse), ont montré que cette irradiation chronique n'induisait pas de changement de l'activité de la G6P-DH. Au contraire, les activités de la GAP-DH et de la pyruvate kinase étaient significativement - mais transitoirement - inhibées (jusqu'à 25 %) au début de la phase exponentielle de croissance (4e, 5e jour). L'activité catalasique (enzyme de destruction de l'H2O2) ne fut pas significativement modifiée sous irradiation. Une corrélation a été observée entre l'augmentation de l'activité catalasique globale dans les cultures et la restauration d'une activité normale de la GAP-DH, probablement en rapport avec une diminution de l'oxydation des groupements SH.