Le technétium 99 est un produit de fission à vie longue, dont la production au cours de la combustion de l'uranium enrichi n'est pas à négliger. Des études concernant la gestion de ce déchet ontété mises en place au CEA. Celles-ci vont entraîner une exposition potentielle du personnel de recherche. Il était donc nécessaire de disposer d'une surveillance radiotoxicologique adaptée. Laméthode proposée permet une détection précoce de 99Tc dans les urines par scintillation liquide, en sachant que 10 % de la contamination par inhalation se retrouve dans les urines dès les 48premières heures après l'incorporation. Cette méthode est relativement sensible (limite de détection à 0,06 Bq ml-1, ce qui correspond à une incorporation par inhalation égale à 8,4 x 10-5 LAI soit 1,7 x 10$^{~3}$ Bq de 99Tc).

Les coefficients de dose, pour la contamination interne publiés par la CIPR et repris dans la nouvelle directive europ'enne permettent de calculer directement la dose efficace engagée enmultipliant la quantité de radionucléide incorporée, exprimée en becquerels, Bq, par ces coefficients. Pour l'iode, cependant, cette méthodologie doit être adaptée, car le transfert de l'iode du sangvers la thyroïde dépend de l'apport quotidien d'iode: plus cet apport est grand, moins la fraction prélevée par la glande sera grande. Dans le cas de l'isotope 129 radioactif de l'iode, par exemple,pour un même Bq ingéré le facteur de captage peut varier de 0,3 si l'apport quotidien est de 165 microg, à 0,03 si l'apport quotidien est de 2,2 mg. Pour illustrer ces variations, plusieurs scénariosde consommation d'eau de boisson contaminée seront décrits dans cette étude

L'obligation réglementaire dans tous les établissements où exerce du personnel salarié utilisant des rayonnements ionisants, de désigner une personne compétente en radioprotection dotée demissions ciblées en matière de prévention des risques professionnels constitue une mesure originale par rapport au droit commun de la sécurité du travail. Un peu plus de dix ans après l'entrée envigueur du décret du 2 octobre 1986 et à l'aube dune réforme des normes de radioprotection, il n'apparaît pas inutile de rappeler la genèse de cette prescription, de ses objectifs et de tenter dedresser un bilan de son application.

Il est bien établi que des doses sublétales d'agents endommageant l'ADN induisent des mécanismes de protection à un traitement ultérieur par de fortes doses ; c'est le cas du phénomène deradioadaptation pour les radiations ionisantes. Depuis l'expérience princeps décrite en 1984, de nombreux travaux ont confirmé la radioadaptation en terme de réduction de cassureschromosomiques pour divers modèles cellulaires in vitro et in vivo. De plus, l'adaptation contre l'induction de mutations géniques et la létalité est clairement démontrée. Cette revue tente de fairele point sur les résultats expérimentaux qui ont contribué à caractériser divers aspects de la radioadaptation. Le mécanisme moléculaire reste encore mal défini. L'expression de cette réponsenécessite une synthèse de novo de transcrits et de protéines dans l'intervalle de temps entre les deux doses. Des données sont en faveur des hypothèses selon lesquelles ces produits de gènesnouvellement synthétisés seraient impliqués dans l'activation des systèmes de réparation et/ou des enzymes du métabolisme antioxydant. Une question majeure reste en suspens : celle del'incidence du phénomène de radioadaptation sur l'évaluation du risque de cancer lié à l'exposition à de faibles doses, une préoccupation majeure en radioprotection. En l'absence de donnéesexpérimentales rigoureuses dans ce domaine, il paraît erronné d'évoquer des effets bénéfiques de la radioadaptation.

Les objectifs de la dosimétrie individuelle sont multiples ; leur hiérarchisation a sensiblement évolué au cours des dix dernières années : l'optimisation s'est peu à peu imposée comme un objectifmajeur de la radioprotection des travailleurs. Les limites maximales admissibles vont être abaissées d'un facteur important. Les objectifs dosimétriques que se donnent les exploitants sontégalement fortement réduits année après année. Les situations d'exposition sont très diverses selon les secteurs d'activité. Les nouveaux procédés technologiques ont entraîné autant denouveaux champs de rayonnements avec des spectres et niveaux de dose variés. Aucun détecteur ne répond parfaitement pour l'ensemble des champs de rayonnements rencontrés. Pour lesphotons, tous les dosimètres existants et utilisés en routine permettent l'évaluation de Hp(10) selon les spécifications des normes. Pour les neutrons, aucune technique existante ne satisfait lesnormes. 
Les informations complémentaires offertes par certains dosimètres peuvent entrer en ligne de compte dans le choix d'une technique plutôt qu'une autre. Les contraintes techniques et financièresvarient selon les solutions : un service dosimétrique complet comprend le dosimètre mais aussi son système d'exploitation et de gestion. L'exploitation des dosimètres passifs diffèrecomplètement de celle des dosimètres actifs. Des procédures de validation des résultats doivent être imaginées dans le deuxième cas, en particulier les dosimètres actifs fournissent une masseimportante de données dont il faudra sélectionner et valider certaines avant de les enregistrer dans un système de gestion centralisé. Les techniques évoluent, en particulier celles basées surl'électronique : les techniques d'intégration permettent d'envisager raisonnablement dans un avenir de 3 à 5 ans la mise au point de dosimètres combinant les différentes fonctions : x, g , b etneutron, mesure en temps réel. La réglementation devrait être suffisamment souple pour permettre aux utilisateurs de choisir au mieux la technique adaptée à leur besoin et laisser la possibilité deprendre en compte l'évolution à venir des techniques.

The accidental release of large quantities of radionuclide after a nuclear accident tends to contaminate the groundwater system or rivers and lakes by the transfer of the main radionuclides suchas Cesium 137, Strontium 90 or Cobalt 60, Ruthenium 106 and others (including transuranic radionuclides, such as: 239-Pu, 240-Pu, 241-Am...). The aim of this paper is to review the possiblesolutions for the removal of these contaminants from large quantities of water. i) The use of crown ethers for the selective removal of Strontium 90 such as the dicyclohexyl 18-crown 6 which isable to remove with 90% of efficiency the Strontium. ii) The use of zeolithes for the removal of Cesium 137. On larger scale the use of electromagnetic filtration technology is able to process in arelatively short time large quantities of water by using a seeding system of resin coated metallic magnetic particles to enhance the filtering efficiency under cold conditions. Examples of water ofefficiencies and results obtained on loops at a fairly large scale will be given in this paper, these examples show rather high efficiency of removal even at low concentration of contaminants (a fewppb: part per billion). Examples of water treatment concepts will be also given for treatment of contaminated surface water and to treat large groundwater applications. Major applications could beimplemented on various sites namely in Russia (Karatchai Lake) or in Belarus and Ukraine. The magnetic filtration is not a new concept but with the use of various selective adsorbing treatmentparticles, this concept has been proven so effective that dissolved metals in process water have been reduced to level in the very low ppb range.

Un des moyens de réduire l'impact d'un stockage de déchets est de limiter son contenu de telle sorte qu'après une durée raisonnablement courte, sa radioactivité ne dépasse pas significativement celle de son environnement. Pour que ce moyen soit pleinement efficace, il faut, entre autres, prouver que l'évolution spontanée du stockage et de son environnement ne va pas conduire localement à des tâches d'activité supérieure à celle de la source d'origine. Cette concentration nécessiterait de toute évidence des migrations convergentes importantes. De telles migrations offriraient alors de nombreuses possibilités de dilution par mélange des radionucléides contaminants soit avec des isotopes stables de ces éléments soit avec des éléments chimiquessimilaires dont ils seraient ensuite difficilement séparables par des processus naturels. La limitation de la perturbation apportée au milieu naturel est une précaution élémentaire pour éviter que lesystème ne recèle des réserves énergétiques détournables vers des processus de concentration. Les protections artificielles doivent être optimisées pour avoir un rôle bénéfique pendant la phaseinitiale de la vie d'un stockage sans qu'il y ait d'effets pervers pendant la phase "long terme".

La notion d'expert qualifié en radioprotection existe en droit européen depuis la première Directive EURATOM du 20 février 1959 fixant les Normes de base relatives à la protection sanitaire de lapopulation et des travailleurs contre les dangers des rayonnement s ionisants. On retrouve cette notion dans toutes les versions successives de ces Normes de base, et en particulier dans ladernière Directive EURATOM du 13 mai 1996. D'ici l'an 2000, date d'expiration du délai accordé par l'Union Européenne pour transposer cette Directive dans les législations nationales, laFrance devrait normalement intégrer ce pilier du système de radioprotection dans sa réglementation révisée sous la dénomination depuis longtemps usitée de personne compétente. L'intitulé de ladéfinition de l'expert qualifié dans la Directive de 1996 marque une évolution importante d'un point de vue juridique par l'introduction de la notion de " reconnaissance de la capacité d'agir commeexpert qualifié par les autorités compétentes ". Cet article a pour objectif d'analyser les conséquences que pourrait avoir en France cette injonction de l'Union Européenne relative à lareconnaissance de la " capacité d'agir ", tant sur l'approche réglementaire des moyens à mettre à la disposition de la personne compétente, que sur l'éventuel engagement de sa responsabilitépénale. 


FAZO est un programme informatique de déconvolution des spectres de thermoluminescence, fondé sur l'algorithme de minimisation de fonctions de Levenberg-Marquardt avec les modificationsapportées par Fletcher. Elaboré et contrôlé au sein du laboratoire de dosimétrie externe du Centre de radioprotection et de s&ucric;reté (CRS, Alger, Algérie), le programme FAZO estactuellement utilisé pour la surveillance radiologique des personnels et de l'environnement à l'aide de détecteurs thermoluminescents. Dans ce travail, sont présentées les performances de FAZOvalidées à l'aide de spectres de thermoluminescence simulés obtenus à partir des équations cinétiques de Randall et Wilkins ainsi que par une confrontation avec les résultats d'autresprogrammes élaborés dans des laboratoires ayant participé à une campagne d'intercomparaison des programmes d'analyse des spectres de thermoluminescence. Il est aussi présenté desexemples de déconvolution des spectres expérimentaux du détecteur LiF:Mg,Ti (TLD 100 et TLD 700) irradié à 10 mGy et 20 Gy et du détecteur CaF2:Dy (TLD 200) exposé . 10 mGy. Enfin, lesrésulats obtenus par FAZO pour l'évaluation des paramètres cinétiques, l'énergie d'activation E et le facteur de fréquence s, du matériau LiF:Mg,Ti sont en bon accord avec les valeurs les plusrépandues dans la littérature consacrée à ce sujet.

Les catastrophes technologiques entraînent des troubles psycholo giques plus ou moins marqués et durables au sein des populations concernées. Cet article présente une revue des étudesépidémiologiques effectuées après les accidents de Three Mile Island, de Goiânia et de Tchernobyl pour en évaluer les conséquences psychologiques. Elle montre, dans des contextes culturels etaccidentels très différents, une augmentation significative et durable des symptômes psychologiques dans différents groupes de population exposée, en faveur d'une détresse psychologiqueréelle. Il y a moins de résultats en faveur de l'existence d'une augmentation des syndromes psychiatriques, mais ces effets ont été beaucoup moins étudiés. Des groupes où les effets semblentavoir été plus marqués ont été identifiés tels les mères de jeunes enfants, les personnes relogées, les personnes ne pouvant bénéficier d'un soutien social de qualité ou en situation de précaritééconomique. La détresse psychologique observée peut favoriser le développement de troubles psychiatriques et donner lieu à des changements de comportement à l'égard de la santé. Desrecherches restent nécessaires pour mieux préciser la nature des troubles rencontrés et leurs déterminants. Elles devraient s'appuyer sur la construction d'outils mieux adaptés notamment àl'évaluation des circonstances individuelles d'exposition et au diagnostic des effets.

Plus de dix ans après la mise en place de la réglementation française actuelle concernant la personne compétente en radioprotection, l'INSTN (Institut National des Sciences et techniquesNucléaires) a estimé opportun d'établir un état des lieux en termes d'adaptation de la formation initiale de la personne compétente vis-à-vis de la diversité de la demande et des besoins exprimésdans l'industrie, la recherche et le monde de la santé. Dans le cadre de ce bilan, un questionnaire a été adressé, début 1997, à des personnes formées par l'intermédiaires des organismes deformations agréés. Cette action a précédé un congrès consacré à la personne compétente conduit en présence de nombreux acteurs et notamment des représentants du ministère de l'Emploi et dela solidarité. Deux actes majeurs de réflexion sont apparus : d'une part le statut de la personne compétente et sa capacité d'agir et d'autre part sa formation. Concernant de deuxième axe, troispoints forts ont été identifiés : i) le souhait d'introduire plus de pratique dans la formation actuelle (70 % des réponses) ; ii) une demande très forte (75 % des réponses) pour un recyclagepériodique ; iii) le souhait d'une formation adaptée au niveau de risque.

All forms of life are unavoidably exposed to radiation from natural sources. Over the past decade, a growing awareness with regard to potential hazard incurred at work as a consequence of thisnatural radioactivity has emerged. Considering that this exposure should reasonably be regarded in certain circumstances as being the responsibility of operating management, the Internalcommission on radiological protection (ICRP) provided some practical guidance on good practices in this field in its recent publications. One key question however remains to identify properly thesituations in which exposure from natural sources should be included as part of occupational exposure and possibly subject to the same degree of control as those from artificial radiation sources.This paper intends to assess the scope of the problem and to review recent data reported on exposure which may occur in different workplaces due to natural sources: radon, material withelevated levels of natural radionuclides and cosmic radiation.

Lors d'une irradiation accidentelle due à des rayonnements ionisants, il est primordial d'avoir une estimation de la dose reçue par les personnes irradiées et de pouvoir reconstituer la cartographiede la dose absorbée. Compte tenu de l'extrême importance de ces données, un tissu de coton recouvert d'une alumine sensible aux photons gamma a été élaboré puis étudié enthermoluminescence.

Le logiciel, TransporaD, version 2.0, fondé sur l'arrêté du 5 décembre 1996 (arrêté A.D.R.) permet de connaître les prescriptions réglementaires à appliquer pour le transport de matièresradioactives par route. De plus, il permet de fournir les documents de transport. La gestion informatisée permet de gérer les mouvements, le parc d'emballages, d'éditer des bilans, ...

125Sb est représentatif de la fraction soluble des rejets liquides de l'usine COGEMA La Hague spécialisée dans le retraitement des combustibles irradiés. Son élimination des effluents a étéentreprise à partir de 1976, d'abord par voie chimique d'extraction au moyen de l'hydroxyde de titane, depuis 1990, par évaporation et vitrification des concentrats. Par rapport à l'année 1975,l'efficacité du procédé a été multipliée par 1500. Le comportement de 125Sb dans le milieu marin s'interprète en fonction de l'hydrolyse de Sb à l'état d'oxydation V. Ses capacités de transfert àpartir de l'eau de mer vers les constituants du milieu sont faibles ; les valeurs des facteurs de transfert évalués in situ (en L kg-1 référencées par rapport à la matière fraîche) ne dépassent pas50 pour les espèces végétales et animales, elles varient de 60 à 900 pour les sédiments (en fonction de leur teneur en argiles fines). Ainsi, 125Sb constitue un excellent marqueur des massesd'eau qui a permis l'adaptation des modèles océanographiques de la Manche et de la mer du Nord aux conditions réelles du milieu naturel. Depuis la mise en service de l'usine en 1966 le maximumdes rejets de 125Sb se situe entre 1983 et 1987 au niveau de 150 à 180 TBq an-1. Ensuite, une nette diminution des rejets est constatée. Ils ne dépassent pas 0,5 TBq en 1995 et 1996.

Les radio-nucléides utilisés en diagnostic présentent des émissions photoniques utilisées pour l'imagerie, mais également des émissions électroniques de faible énergie, responsables d'unehétérogénéité de dose à l'échelon cellulaire. La dose moyenne délivrée au noyau par les émissions électroniques du 99mTc, de l'123I, de l'111In, du 67Ga, et du 201Tl, a été calculée, en tenantcompte de localisations nucléaires, cytoplasmiques et membranaires de la radioactivité. Ce modèle tient compte de la contribution de la dose due à la radioactivité présente dans la cellule cibleelle-même, et de la contribution des cellules voisines. Les résultats de la dosimétrie cellulaire (Dcel) ont été comparés à ceux trouvés en dosimétrie conventionnelle (Dconv), en supposant uneactivité identique dans toutes les cellules. Le modèle cellulaire montre que pour des localisations membranaires et cytoplasmiques, la principale source d'irradiation électronique vient des cellulesvoisines. Pour des localisations nucléaires, la contribution de la cellule cible n'est plus négligeable et peut même devenir la principale contribution. La comparaison entre les modèles cellulaire etconventionnel montre que Dcel/Dconv varie entre 0,61 et 0,89 pour des localisations cytoplasmiques et membranaires de la radioactivité, suivant le radio-nucléide et les dimensions cellulaires.Ainsi, la dosimétrie conventionnelle surestime faiblement la dose au noyau. Par contre, Dcel/Dconv varie entre 1,1 et 75 pour une localisation purement nucléaire. La dosimétrie conventionnellepeut alors sous-estimer notablement la dose au noyau. Cette étude montre qu'en médecine nucléaire diagnostique, la dosimétrie cellulaire peut conduire à une radioprotection accrue du patient etune meilleure évaluation des risques radiobiologiques liés à l'administration d'un radiopharmaceutique.