La radiographie industrielle est soumise à la règlementation " générale" (radioprotection, prévention des risques, coordination, détention et utilisation de matériel contenant des sources radioactives, etc.) ainsi qu'à un certain nombre de règles spécifiques (formation au Certificat d'Aptitude à Manipuler les Appareils de Radioscopie Industrielle et de Radiographie Industrielle - CAMARI, conception des gammagraphes, conditions d'utilisation, etc.). Quelques informations sur des normes relatives à la conception des appareils de gammagraphie et au balisage sont également rappelées. Enfin, il est souligné que le travail réalisé n'a pas pour vocation une recherche d'exhaustivité.

Dans le cadre de l’amélioration des techniques d’étalonnage en anthroporadiamétrie, le Laboratoire d’Évaluation de la Dose Interne de l’IRSN a développé un outil numérique, « OEDIPE », pour modéliser la contamination interne dans des fantômes numériques voxélisés, simuler la mesure anthroporadiamétrique et estimer la dose interne. Si la précédente version d’OEDIPE permettait de bien modéliser des géométries de source comprenant un seul radionucléide localisé dans un organe particulier, elle était cependant limitée pour la modélisation d’une contamination formée d’un mélange de radionucléides dont la localisation évolue à partir de l’incorporation pour se distribuer dans plusieurs organes. Cet article a pour but de décrire les nouveaux modules développés pour permettre la définition de sources hétérogènes en composition et en répartition ainsi que l’importation automatique de distributions d’activité dérivées du calcul biocinétique. Ces nouveaux outils vont permettre d’étudier des cas de contamination plus complexes et l’influence de la biocinétique en mesure in vivo, afin de mieux estimer les coefficients d’étalonnage et les incertitudes correspondantes.

L’article R. 4456-1 du code du travail fait obligation au chef d’établissement de désigner au moins une personne compétente en radioprotection (PCR). Bien que les prérogatives de celle-ci soient exercées sous la responsabilité du chef d’établissement, les règles traditionnelles de mise en cause de la responsabilité s’appliquent aussi bien au chef d’établissement qu’à la PCR. Qu’il s’agisse de la responsabilité civile, dont l’objet est de garantir la réparation d’un dommage par son auteur, ou de la responsabilité pénale, qui vise à sanctionner un comportement répréhensible, la PCR n’échappe pas à ces règles de droit commun qui, toutefois, s’appliquent de manière particulière compte tenu de ses missions quotidiennes. Si la responsabilité de l’employeur est davantage mise en cause, notamment du fait de l’autorité qu’il exerce sur son employé, la PCR ne doit pas être considérée comme irresponsable sur les plans civil et pénal puisqu’elle est susceptible d’être mise en cause par un salarié victime d’un dommage. L’activité de la PCR – et donc les cas permettant l’engagement de sa responsabilité – repose largement sur les moyens dont elle dispose et le contexte dans lequel elle exerce sa mission. Le juge tient d’ailleurs largement compte des ressources dont dispose un agent pour juger de sa responsabilité. Dès lors, les relations de la PCR avec les autres acteurs de la radioprotection, internes ou externes à l’établissement, sont déterminantes.

Depuis le début des années 90, EDF a fait des efforts importants en matière d’optimisation de la radioprotection des travailleurs dans les centres nucléaires de production d’électricité (CNPE) ce qui s’est traduit par une forte réduction de la dose individuelle (581 intervenants au dessus de 20 mSv en 1996 ; aucun au dessus de 20 mSv et seulement 17 au dessus de 16 mSv en 2006) et de la dose collective moyenne par tranche (réduction de plus d’un facteur deux en dix ans). EDF souhaite poursuivre ses efforts pour améliorer la radioprotection dans les centrales françaises. Une des voies d’amélioration est l’analyse du retour d’expérience de la pratique des centrales étrangères ayant de très bons résultats dosimétriques ou ayant connu une amélioration récente significative de la dosimétrie. Dans cette perspective, entre 2003 et 2006, le CEPN a organisé pour EDF huit visites d’intercomparaison de l’organisation et des pratiques de radioprotection dans des centrales nucléaires à l’étranger. Lors de chaque visite, une équipe de quatre personnes, composée de deux représentants d’EDF et de deux représentants du CEPN, se rend sur place pendant une semaine et rencontre des représentants de la plupart des services impliqués dans la mise en œuvre des thèmes retenus. Plusieurs bonnes pratiques de radioprotection ont été mises en avant lors de ces visites : une bonne intégration de la radioprotection dans le management de la centrale ; les efforts de réduction du terme source ; l’impact fondamental de la réduction des volumes de travail exposé par l’optimisation des programmes de maintenance et par des modifications entraînant une réduction de la nécessité de maintenance ; une radioprotection de proximité expérimentée ; de nouveaux outils au service de la radioprotection du 21e siècle, en particulier la télésurveillance et la télédosimétrie.

La gammagraphie (également appelée tir radiographique) de soudures est une opération non destructive efficace, mais qui peut être dangereuse si elle n’est pas pratiquée dans le respect d’un corpus de règles précises et contraignantes. La zone de tirs doit être délimitée de façon à en interdire l’accès à toute personne non habilitée. EDF œuvre à l’élimination des risques via différents leviers (matériel adapté, bonnes pratiques) tout en intégrant au mieux les tirs vis-à-vis des autres opérations de maintenance, afin d’augmenter la disponibilité de son parc nucléaire de production d’électricité. Cet article explore un axe original d’analyse de l’activité de tirs radiographiques : l’influence des représentations de l’espace de travail et de ses utilisations. Cet article pose l’utilisation de certaines contraintes de l’espace comme éléments explicatifs de difficultés dans l’activité de balisage et de réalisation des tirs. Nous proposons des analyses innovantes à partir d’observations de terrain et d’une analyse théorique provenant des sciences cognitives, complétées par des propositions techniques.

Établi dans le cadre du groupe de travail COFREND-SFRP, cet atelier avaitpour principal objectif de recenser le retour d'expérience des incidents existant dans le domaine de la gammagraphie industrielle et, si possible, de l'améliorer. Les produits issus de l'atelier sont principalement destinés à enrichir le contenu des formations des opérateurs et des personnes compétentes en radioprotection des entreprises de gammagraphie industrielle. Différentes sources bibliographiques dans lesquelles des incidents/accidents sont recensés ont été analysées : les bases de données IRID et RELIR ont été particulièrement étudiées. Il a alors été identifié que le retour d'expérience existant n'était pas totalement représentatif des événements rencontrés en France aujourd'hui. De nouveaux types d'incidents (non maîtrise de la zone balisée, blocage du porte-source dans la gaine dû à la présence de corps étranger...) ont été identifiés à partir desquels de nouvelles fiches RELIR ont été établies. En parallèle, une synthèse des leçons issues des incidents recensés au cours de l'atelier a été élaborée.

This article deals with the estimation of inserted defects in bone material by photons used for radiation therapy, for instance, to treat carcinogenic diseases including bone cancer. However, there are side effects by radiation on structures of bones. Structure alters electron density of states that, in time, influences biomedical reactions on bone life condition. Exoelectron emission (EEE) phenomenon underlies a new electron spectroscopy to explore alteration of the electronic structurally dependence properties of bone material. The influence of photons with different energies and the dose rate on the bone structure is discussed. The bone EEE response is not linear on the dose rate and probably is connected with interaction of radiation induced centers responsible for EEE process. EEE structural changes have varied with energy variety of doses used in radiotherapy.

Uranium (238U) and thorium (232Th) concentrations were measured in different foods widely consumed in Morocco by using CR-39 and LR-115 type II solid state nuclear track detectors (SSNTDs). Data obtained were compared to those obtained by using isotope dilution mass spectrometry (IDMS). Total daily intakes of 238U and 232Th for a typical food basket were estimated to be 1.3 ± 0.1 mBq d-1 and 0.98 ± 0.08 mBq d-1, 1.4 ± 0.1 mBq d-1 and 1.06 ± 0.08 mBq d–1, 1.7 ± 0.1 mBq d–1 and 1.26 ± 0.08 mBq d–1 and 2.0 ± 0.1 mBq d–1 and 1.5 ± 0.1 Bq d–1 for the 2–7 years, 7–12 years, 12–17 years and adult’s age groups, respectively. Alpha-activities due to annual 238U and 232Th intakes from the ingestion of the studied foodstuffs were determined in different organs and tissues of the human body of members of the public by using the ICRP gastrointestinal tract and systemic part models for these radionuclides. Committed equivalent doses due to annual intakes of 238U and 232Th were evaluated in the human body organs and tissues for different age groups of the Moroccan population by exploiting data obtained for alpha-doses deposited by 1 Bq of 238U and 1 Bq of 232Th in the considered human organs and tissues. The influence of the mass of the target tissue and activities due to 238U and 232Th on the committed equivalent doses due to annual intakes of these radionuclides in the organs and tissues of the human body was studied.

The activity concentration of 137Cs, 131I, 65Zn, 60Co, 58Co, 54Mn, and 40K were determined in samples of brown seaweed (Fucus) and some other marine plants using low background high-resolution gamma-spectrometry. The algae were mainly sampled in the bay just north of the Barsebäck NPP (55.4 N, 12.6 E) in the south of Sweden to study the contamination levels in the nearest shallow waters. One aim of the study was to investigate whether the levels were high enough to expect environmental effects. Some samples were also taken at longer distances up to 130 km from the Barsebäck NPP. Measurable levels of the neutron activation products 65Zn (up to 17 Bq/kg dw), 60Co (100–600 Bq/kg dw), 58Co (1–160 Bq/kg dw) and 54Mn (12–90 Bq/kg dw) were found in the algae samples within a distance of 5 km from the plant. The decrease in activity concentration with distance from the plant could be described by a power function with an exponent ranging from 1.4 to 2.4.This was in fair agreement with the value for a true two-dimensional dispersion model. The present-day concentrations were found to be considerably lower than in earlier studies made in the late 1970s, especially for 65Zn and 58Co. The activity concentration of gamma emitting radionuclides in Fucus vesiculosus from the bay just north of Barsebäck in the period 2002-2003 was dominated by (in order of decreasing concentration): natural 40K, 60Co from the plant, 137Cs mainly from the Chernobyl debris, 54Mn and 58Co from the plant. It is not likely that any effects from the very marginal absorbed dose contribution from the Barsebäck NPP releases can be found even in the nearest environment. The study has also shown that the eelgrass Zostera marina may be a bioindicator to use in further studies of the radiation environment in shallow water, especially for 60Co and 54Mn.

Comme pour nombre de métiers la formation débute par un apprentissage avec un formateur ou compagnon pour connaître les gestes, les postures, les actions qui concourent à des prestations de qualité dans des conditions optimales de sécurité. Pour la manipulation d'appareils de radiographie industrielle (rayons X ou gamma) une connaissance spécifique supplémentaire doit être acquise dans le domaine des risques liés à l'utilisation des rayonnements ionisants. Afin de limiter ces risques pour les opérateurs et pour le public en général toute une batterie de textes réglementaires a été établie en droit français. Ces textes concernent la détention de sources de rayonnements ionisants, le transport de ces sources, le contrôle des appareils, la formation et le suivi dosimétrique des travailleurs (voir les travaux de l'atelier 1). Tous ces textes ont permis en France de comptabiliser peu ou pas d'incidents graves durant les deux dernières décennies, si l'on excepte le cas particulier de Forbach en 1991 dont l'accélérateur d'électrons était utilisé pour des irradiations mais qui aurait pu être utilisé en radiographie. Toutefois des incidents mineurs ont toujours lieu et la moyenne des doses individuelles des opérateurs de radiographie, notamment en gammagraphie, reste une des plus élevées de l'ensemble des travailleurs en France. La meilleure façon de limiter encore l'exposition de ces travailleurs est d'améliorer la formation tant sur le plan de la radioprotection en général que sur celui des bonnes pratiques professionnelles, les deux étant d'ailleurs intimement liés. Le but de cet atelier a été de faire le point sur les aspects réglementaires de la formation en radioprotection et voir comment la faire évoluer pour limiter les expositions des intervenants en radiologie industrielle. La première partie de ce document expose les réflexions de l'atelier à partir de la fin de l'année 2006 et la deuxième partie présente les deniers textes réglementaires du 21 décembre 2007 et détaille les principales dispositions prises par rapport aux propositions de l'atelier.

Les valeurs limites annuelles d’exposition de l’organisme entier des travailleurs et du public sont définies à l’aide de la dose efficace E. Les dosimètres individuels portés par les travailleurs évaluent un estimateur de cette grandeur de protection : l’équivalent de dose individuel. Cet article présente les deux méthodes de calcul des équivalents de dose et de la dose efficace ainsi que les résultats obtenus dans un champ mixte neutronique-photonique auprès d’une boîte à gants. Les équivalents de dose calculés pour ce poste de travail dépendent des hypothèses de calcul. Estimer la dose efficace à partir de ces résultats se révèle de ce fait délicat. Cette étude démontre ainsi l’intérêt de disposer d’un moyen de mesure de la dose efficace.

Cet atelier, créé dans le cadre du GT SFRP-COFREND sur la radiographie industrielle a étudié le matériel utilisé en France. Ont été décrits les différents types de matériel, les générateurs de rayons X et les appareils contenant des sources radioactives. Les accessoires, et matériels de délimitation et systèmes de collimation du faisceau sont aussi décrits. Pour chaque type de matériel, des axes d'améliorations et propositions d'amélioration sont cités.

An epidemiology study on lung cancer mortality of the dust-exposed miners and dust-unexposed miners (controls) was performed in 2001. It was found that, during the period from 1977 to March 2001, 27 cases of lung cancers were observed in the dust-exposed miners, while 8 cases of lung cancers were found in controls. The SMRs of them were 6.13 and 1.90 respectively. The SMR of the dust-exposed miners was much higher than that of the controls. The difference between the two SMRs is very significant (χ2 = 9.488, P < 0.005). The probability that 27 or more lung cancers would occur in the dust-exposed group, given the expected numbers and that a total of 35 occurred is 0.0015. The high SMR for lung cancers among dust-exposed miners likely resulted from the inhaled thorium-containing dusts (carcinogens are ThO2 and SiO2) and its short lived thoron progeny. This is the first evidence in humans of the carcinogenicity after long-term inhalation of thorium-containing dusts and thoron progeny. The total person-years of observation of the dust exposed miners and the unexposed miners were 62 712 and 34 672 respectively.

Les déchets radioactifs introduisent une dimension temporelle sans précédent dans le domaine de la gestion des risques. C’est pourquoi, depuis plus de dix ans, des réflexions ont été initiées sur les dispositifs sociétaux et organisationnels permettant d’assurer une prise en charge responsable du risque associé aux déchets radioactifs sur le long terme. Ces réflexions conduisent à s’interroger sur les interactions entre les enjeux sociétaux et les critères de radioprotection, faisant ainsi appel à une approche multidisciplinaire. Dans le cadre du projet européen COWAM 2, dédié à l’amélioration de la gouvernance de la gestion des déchets radioactifs en Europe, un groupe de travail impliquant des experts, des autorités de sûreté et de radioprotection, des gestionnaires de déchets, des élus locaux et des associatifs, a discuté des enjeux associés à la prise en compte du long terme. Cet article présente les principaux résultats de ce groupe de travail, organisés autour de quatre thèmes : la signification et les enjeux du long terme, les enjeux éthiques associés à la dimension du long terme, la continuité et la durabilité de la surveillance et du contrôle des installations recevant des déchets radioactifs, l’efficacité des dispositifs de financement de la gestion des déchets radioactifs sur le long terme.

The 11th European ALARA Network (EAN) workshop on “ALARA in radioactive waste management” took place in Athens (Greece) in April 2008. The aim of that workshop was to focus on the implementation of the ALARA principle with regard to occupational and public exposures arising from the management of radioactive waste in all sectors (nuclear, medical, industrial, etc.). This workshop consisted of invited oral presentations, which highlighted the main issues, and half of the programme was devoted to discussions within working groups on specific topics. Individual presentations (papers and slides) are available to download from the EAN website (http://www.eu-alara.net). Based on report backs from the groups and discussions with all the participants, five formal recommendations have been formulated. These recommendations, addressed to international organisations (International Atomic Energy Agency, European Commission, Nuclear Energy Agency), national authorities, national and local stakeholders and to EAN itself, deal with the following themes: international guidance on ALARA in radioactive waste management, harmonisation issues at the international level, ALARA approach in non-nuclear waste management, “broader approach” in the radioactive waste management process, stakeholder involvement. The objective of this paper is to present the main conclusions and the five recommendations produced during the workshop.

This study estimates in terms of amount and localisation the pulmonary retention of dissociated Pu/Am in the rat for the first week following an inhalation exposure to industrial PuO2 aerosols by combining standard biokinetic methods, quantitative analysis of contact autoradiograph obtained from lung section, and treatments by DTPA performed either in vivo or in vitro. The dissociated actinides mainly involved dissolved forms which are homogeneously distributed within lung parenchyma. Most of these chemical forms appears to come from the fraction (fr) of radioelements which seems to dissolve before particles phagocytosis mainly by alveolar macrophages. Early pulmonary administration of dry diethylenetriaminepentaacetic acid (DTPA) powder (+2 hours) decorporates ~90% of these actinide forms, whereas, a delayed treatment (+1 week) is far less efficient. By contrast, a similar extraction (~90%) of the dissolved actinides from lung sections of rat untreated by the chelating agent is measured after their incubation in a DTPA solution for both 2 hours and 7 days post-exposure times. These results can be explained by a gradual internalisation of a fraction of the early dissolved actinides (mainly Am) in alveolar cells, but not preferentially in alveolar macrophages, whereas the remaining fraction of dissolved actinides are transferred to blood. From these observations, a new model is proposed to help for interpretation of human bioassay data obtained after internal contamination and DTPA treatments.

L’irradiation des patients et de l’opérateur au cours de coronarographie et/ou angioplastie coronaire, fait désormais partie des préoccupations légitimes de la cardiologie interventionnelle moderne. Les voies fémorales et radiales droites sont les voies d’accès privilégiées pour la réalisation de ces examens. Néanmoins, peu de registres comparent ces 2 voies d’abord en terme d’irradiation du patient et de l’opérateur. L’objectif de ce registre est une évaluation comparative de ces 2 techniques. 423 patients consécutifs ayant bénéficié dans notre centre de l’une ou l’autre de ces techniques réalisées entre octobre 2005 et mars 2006 ont été inclus. Les paramètres retenus sont les suivants : dose bras gauche opérateur, produit dose × surface pour le patient, temps global des procédures et durée de la scopie. Pour les 4 paramètres étudiés, les résultats sont significativement supérieurs en cas de coronarographie et coronarographie plus angioplastie ad hoc par voie radiale que par voie fémorale. Respectivement : (1) temps de scopie : 4 min versus 1,8 min, et 9,6 min versus 6,3 min ; (2) temps de procédure : 15 min versus 9,5, et 41 min versus 35,25 min ; (3) dose patient : 59 Gy cm2 versus 37,5 Gy cm2, et 123 Gy cm2 versus 102 Gy cm2 ; (4) dose opérateur : 29 µSv versus 13 µSv, et 69 µSv versus 40 µSv. Malgré son intérêt en terme d’économie de complication de voie d’abord, la voie radiale droite est significativement plus irradiante pour les patients et les opérateurs que la voie fémorale droite.

Cette publication s'attache à examiner les paramètres influant la dosimétrie des interventions de radiographie industrielles. Ces paramètres sont déterminés dans une description de la pratique, puis font l'objet de mesures sur le terrain, mais aussi de modélisations à l'aide du code de calcul MERCURAD. Cette approche a permis d'établir un estimatif dosimétrique incluant les différentes phases des contrôles radiographiques dans des conditions réelles de l'intervention elle même, mais aussi pendant les phases de transport et de manutention des irradiateurs. Les conclusions insistent sur la nécessité d'une organisation optimisée pour la réduction de la dosimétrie individuelle.

The radioactivity levels of naturally-occurring 238U, 232Th, 226Ra and 40K and anthropogenic 137Cs in surface water from eight locations in the Suez Canal have been assessed by gamma-ray spectrometry. The samples were further characterized by determination of the common cations and anions using ion chromatography. A comparison of 137Cs radioactivity levels in surface water from the Suez Canal with those of other sea waters is presented. The radioactivity levels of 238U, 232Th, 226Ra and 40K from sea water are also reported. The effect of total dissolved solids (TDS), chloride, sulphate ion concentrations on the radioactivity levels of 238U, 232Th and 226Ra is discussed.

En 2000, des flux de rayonnement anormalement élevés ont été détectés sur certaines plages du littoral camarguais. Les sables du littoral camarguais ont alors fait l’objet d’une caractérisation radiologique montrant des activités moyennes de quelques dizaines de Bq kg-1 en uranium-238 et thorium-232 d’une part, et l’existence de points chauds à plus de 1000 Bq kg-1 d’autre part ; voire plus sur deux plages : l’une située à l’Est du phare de Beauduc, l’autre située à l’Est du phare de l’Espiguette. Cette radioactivité, d’origine naturelle, est responsable de l’exposition des personnes fréquentant ces deux dernières plages relativement isolées, mais néanmoins accessibles à tout public. L’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire a réalisé une évaluation des doses susceptibles d’être reçues par des personnes fréquentant ces deux dernières plages, en se basant sur des mesures et des prélèvements effectués in situ, en établissant expérimentalement la solubilité des sables dans les fluides gastrique et intestinal, et en formulant des hypothèses sur la fréquentation des lieux (scénarios). La dose annuelle maximale ainsi évaluée est de l’ordre de 0,8 mSv pour des adultes et 0,5 mSv pour les enfants ; valeurs vraisemblablement très prudentes dans lesquelles la dose par exposition externe prédomine largement.