Dans l’industrie nucléaire française, les doses engagées après inhalation de radionucléides sont généralement évaluées à partir de mesures biologiques dont l’analyse peut permettre de remonter (démarche ascendante) à l’incorporation initiale puis à la dose par application de la dose par unité d’exposition (DPUI). Une valeur spécifique de la DPUI peut être attribuée à chaque contamination. Cet article présente une synthèse des données de la littérature et de résultats de recherches en cours concernant les incertitudes sur l’estimation de l’incorporation, de la biocinétique des radionucléides et sur les doses après une exposition à des aérosols renfermant des actinides. Une comparaison des incertitudes a été réalisée après une application ascendante et descendante des modèles. Dans ce dernier cas, la contamination interne est évaluée à partir de prélèvements atmosphériques effectués au poste de travail. Les incertitudes les plus élevées sont calculées après une application descendante des modèles. L’interprétation des différents résultats qui sont ici rapportés souligne l’intérêt de la connaissance des incertitudes pour évaluer de manière réaliste l’impact dosimétrique d’une contamination accidentelle. Par ailleurs, différents exemples illustrent les limites de l’application de certainsmodèles de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) qui sont utilisés en radioprotection. Au-delà, cette synthèse souligne les difficultés de l’estimation du risque de cancer à partir d’un calcul de doses, notamment, du fait de l’hétérogénéité de leur distribution au sein des différentes régions cible du tractus respiratoire.

Une atteinte sévère au niveau de la sphère gastro-intestinale, consécutive à une exposition aux rayonnements ionisants à forte dose, est un risque majeur et peut impliquer le pronostic vital de la personne irradiée. En effet, de par sa radiosensibilité importante, l’intestin représente une cible directe lors d’une irradiation, mais peut également être affecté de façon indirecte via les lésions qui apparaissent au niveau d’autres organes, comme les brûlures cutanées ou l’atteinte du système hématopoïétique. De façon similaire à ce qui peut être observé dans d’autres cas d’agressions sévères du tractus gastro-intestinal, l’exposition aux rayonnements ionisants se caractérise notamment par la perte d’intégrité de la barrière intestinale qui peut entraîner, voire perpétuer la libération de médiateurs inflammatoires et/ou anti-inflammatoires ; ce type de réponse pourrait à son tour générer des atteintes au niveau d’autres organes. Dans ce contexte, l’intestin « lésé » peut être considéré comme jouant un rôle clé dans la mise en place du syndrome de défaillance multi-viscérale (SDMV) radio-induit. La spécificité des effets de l’irradiation repose sur le fait que les compartiments tissulaires et vasculaires sont conjointement altérés avec une aplasie cellulaire plus ou moins intense, une atteinte de la fonction de barrière et la présence d’un état inflammatoire ; ainsi, tous ces éléments doivent être pris en considération dans la réponse radio-induite de l’intestin, afin de mieux déterminer le rôle de cette dernière dans la pathologie mixte du syndrome aigu d’irradiation (SAI) à court et à long terme.

Le décret travailleur traite des dispositions réglementaires relatives à la prévention des risques liés aux travaux sous rayonnements ionisants. À ce titre, il complète le système réglementaire existant qui traite de la prévention des risques en général. Dans ce texte, apparaît la notion d’étude de poste de travail : ce concept ne doit pas être traité de façon indépendante et centré exclusivement sur le risque d’exposition aux rayonnements ionisants. Dans le cadre de la mise en place d’une organisation de prévention des risques, cette notion d’étude de poste doit être appliquée comme un élément complémentaire des dispositions existantes de prévention des risques. Sur l’établissement de La Hague, une politique de prévention des risques est mise en œuvre qui s’appuie sur une organisation par processus « santé sécurité ». Celle-ci associe l’ensemble de secteurs qui ont en charge la prévention des risques : la sécurité au travail, la santé au travail et la radioprotection. Cette organisation a permis de développer depuis de nombreuses années une approche pluridisciplinaire dans le domaine de la maîtrise des risques s’appuyant sur un édifice documentaire et méthodologique complémentaire dont l’ensemble constitue l’étude de poste.

L’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire détient les références nationales pour la fluence et les grandeurs dosimétriques neutroniques. Ces références, maintenues et exploitées depuis une dizaine d’années, sont le fruit d’une volonté de développer des installations neutroniques de qualité permettant de caractériser des instruments de radioprotection et de dosimétrie de manière fiable. En effet, que ce soit pour ses propres besoins, du fait de ses activités de recherche et développement d’appareils de mesures en radioprotection ou pour des utilisateurs externes, l’IRSN a développé un ensemble de dispositifs et d’installations permettant de répondre aux recommandations des instances internationales normatives quant aux procédures et aux moyens d’irradiation nécessaires pour caractériser les instruments de radioprotection.

Le syndrome hématopoïétique induit par une irradiation accidentelle reste difficile à traiter, essentiellement du fait de l’hétérogénéité de l’irradiation. La conséquence est qu’il y a toujours un territoire médullaire partiellement protégé de l’irradiation. Le choix d’une stratégie thérapeutique va dépendre essentiellement de l’évaluation des dommages radio-induits à la moelle osseuse, telle qu’elle peut être faite à partir de différents bio-indicateurs de dose ou de dommages comme le suivi de la concentration sanguine de Flt3 ligand. Les options thérapeutiques restent limitées à la greffe de cellules souches hématopoïétiques ou aux traitements de soutien. Récemment, de nouvelles approches de thérapie cellulaire autologue ont été proposées, et ont apporté un éclairage nouveau sur le syndrome de défaillance multi-viscérale radio-induit. D’autres résultats récents du laboratoire montrent que parmi les choix possibles, la stimulation de l’hématopoïèse résiduelle par l’injection de cytokines telles que le G-CSF reste l’une des options thérapeutiques les plus intéressantes. Ces donnés nouvelles soulignent l’importance de la notion d’hématopoïèse résiduelle, mais aussi le fait que les mécanismes de régulation de l’hématopoïèse résiduelle après irradiation restent mal connus.

L’activité d’un colis de déchets radioactifs est généralement évaluée à partir de mesures externes des rayonnements gamma émis, mesures associées à des fonctions de transfert. Ces fonctions de transfert sont calculées à partir d’une hypothèse de répartition homogène de la masse et de l’activité dans le colis. Mais cette hypothèse est rarement vérifiée : cet article évalue l’effet des hétérogénéités sur la mesure d’activité dans des familles de colis semblables : une erreur en résulte, avec une part systématique, conduisant à surestimer ou sous-estimer l’activité totale de la famille, et une part aléatoire, à moyenne nulle. Afin d’évaluer les effets des hétérogénéités, des familles de colis virtuels ont été générées par simulation numérique, avec prise en compte des caractéristiques connues de la famille réelle que doit représenter la famille virtuelle, et variation aléatoire, d’un colis de la famille à l’autre, des distributions exactes de masse et d’activité. Une méthode d’ajustement et de justification de la représentativité de la famille virtuelle est proposée, autorisant son utilisation comme modèle afin, d’une part, de correctement évaluer l’incertitude lors de la mesure d’activité et, d’autre part, de réduire cette incertitude. Les incertitudes ainsi estimées sont meilleures que  ±50 % sur des colis de 2 à 3 tonnes.

For dose assessment following chronic or accidental inhalation of radioactive aerosols, the dosimetric models of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) provide dose coefficients, retention and excretion functions. Unknown date or dates of intake is the major source of uncertainty in dose assessment during routine monitoring of nuclear workers. The two assumptions commonly made in dose assessment from an unknown time pattern of intake have been tested experimentally with a model of repeated inhalation by rats. The hypothetical intake derived from lung measurement was relatively reliable under the two hypotheses. The hypothetical intake derived from excreta measurement depended on the choice of hypothesis and on the real time pattern of intake.

Cette contribution décrit les objectifs, méthodes et résultats de plus de vingt années de recherches à l’Université de Limoges sur l’interaction rayonnement-matière. Les aspects fondamentaux et les applications à la détection et la dosimétrie sont abordés. D’autres sujets, tels que la modification des propriétés optiques des matériaux sous irradiation et les applications à l’optique intégrée ne sont que survolés. Sur le sujet de la détection des rayonnements, les auteurs partent de l’utilisation des polymères en tant de détecteurs pour aboutir à l’électronique intégrée. La conception des circuits intégrés silicium dédiés à la détection, la caractérisation et la dosimétrie des neutrons est décrite. On explique également comment la conception et la technologie du circuit intégré (capteur et électronique de traitement du signal) sont fortement dépendantes de l’interaction des neutrons. La nécessité d’associer une spectrométrie à la dosimétrie des neutrons est mise en évidence, et l’étude d’une solution globale basée sur un détecteur sandwich est détaillée car elle n’a jamais été publiée. Finalement, l’implication du laboratoire dans l’étude de la dissémination des radioéléments naturels en environnement liée aux activités passées des mines d’uranium est abordée. Le développement d’activités de mesure et d’expertise de radioactivité et de rayonnements nucléaires dans le cadre de la norme ISO 17025 et sous accréditation COFRAC est enfin décrit.

The natural (226Ra, 228Th, 232Th and 40K) and anthropogenic (137Cs) radionuclides concentrations in three crustaceans species (Penaeus monodon, Metapenaeus monoceros and Panulirus versicolor), collected from the bay of Bengal, were determined with an aim of assessing any internal radiation hazard due to consumption of the shell fishes and establishing a database for radioactivity levels of the species. Very low level of radioactivity was observed in all the species. The average activity of 226Ra observed in P. monodon was 1.21 ± 0.27 Bq kg–1 fw; in M. monoceros was 0.70 ± 0.08 Bq kg–1 fw, and in Panulirus versicolor was 1.04 ± 0.09 Bq kg–1 fw. The activity of 232Th observed in these species was 1.30 ± 0.37, 0.76 ± 0.34 and 1.32 ± 0.70 Bq kg–1 fw, and 228Th was 0.55 ± 0.26, 0.31 ± 0.14 and 0.74 ± 0.22 Bq kg–1 fw, respectively. The average activity of 40K observed in these species was 12.56 ± 1.18, 6.38 ± 1.02 and 10.07 ± 1.52 Bq kg–1 fw, respectively. The activity of radiocaesium (137Cs) was below detection limit. The results indicate that the natural and artificial radionuclides observed in three crustaceans species are safe for human health. A significant relationship was observed between 226Ra and 232Th in both the P. monodon (r = 0.839, p ≤  0.05, df = 4) and the Panulirus versicolor (r = 0.906, p ≤  0.05, df = 4).

L’objectif de cette étude est de faire le point sur l’irradiation du patient dans le domaine de la radiologie dentaire. Les avancées technologiques en imagerie médicale amènent des perspectives intéressantes quant aux possibilités de réduction des doses. Dans ce travail, les doses délivrées aux patients lors d’examens intra-oraux, panoramiques et tomographiques, ont été évaluées sur quelques installations. La dose au patient est généralement estimée en utilisant des indicateurs dosimétriques, tels que le kerma dans l’air à la surface d’entrée du patient (KASE) et le produit kerma surface (PKS). Ces valeurs sont facilement mesurables et permettent d'évaluer la dose efficace pour un patient standard. Le PKS a été mesuré pour un système intra-oral analogique muni de films de sensibilité D et E/F, ainsi que pour une installation munie d’un détecteur numérique. Afin d’évaluer les doses en radiographie panoramique, le PKS a également été déterminé pour des orthopantomogrammes (OPGs) de différentes générations. Finalement, les doses délivrées aux patients lors d’examens tomographiques en implantologie ont été évaluées à l’aide des mesures du produit kerma longueur (PKL) et de l'indice dedose en tomodensitométrie (CTDIw) pour deux types d’installation : un tomodensitomètre muni des fonctions Dentascan et un système dédié basé sur la technique DVT (Digital Volume Tomography). L'utilisation d’un film E/F au lieu d’un film D permet de réduire le PKS d’un facteur 2 avec une légère augmentation du bruit de l’image. Les systèmes numériques permettent une réduction additionnelle de la dose d’un facteur 6 mais avec une dégradation importante de la résolution spatiale (passage de la FTM à 50 % de 13 mm–1 à 5 mm–1). Le PKS mesuré sur les OPGs a démontré que l’ancien système génère une dose trois fois plus élevée qu'un système plus récent. Le système de tomographie dédié permet de réduire la dose au patient d’un facteur 18 en comparaison avec un système CT Dentascan.

Dans ce travail sont présentées quelques activités des groupes SADVI (Service d’Application des Détecteurs Visuels), LAM (Laboratoire d’Analyses et de Mesures) et RaMsEs (Radioprotection et Mesures environnementales) qui se sont succédés à l’IPHC de Strasbourg ces dernières années. Les résultats concernent : la R&D en métrologie des rayonnements ionisants, les applications des détecteurs solides de traces, les émulsions nucléaires en biologie spatiale, la thermoluminescence pour la datation archéologique, la dosimétrie neutron et les mesures de la radioactivité dans l’environnement par spectrométrie α, β et γ.

De nombreuses études suggèrent que les cellules souches adultes et plus particulièrement les cellules souches Mésenchymateuses humaines (CSMh) pourraient être utilisées pour réparer de nombreux organes. Nous avons étudié la capacité des CSMh à réduire les lésions cutanées radio induite. Pour induire des lésions sévères de la peau, des souris NOD/SCID ont été irradiées au niveau de la patte droite postérieure (30 Gy, débit 2,7 Gy/mn) en utilisant une source gamma au 60Co. Les CSMh ont été injectées 24 heures après irradiation par voie intraveineuse. La présence de cellules humaines, la sévérité des lésions et les processus de cicatrisation ont été étudiés sur les échantillons de peau prélevés de 3 à 8 semaines après irradiation. Nous avons pu observer que chez les souris greffées avec des CSMh, le niveau d’atteinte cutanée radio induite est significativement plus faible. Les scores cliniques utilisés pour l’étude de l’évolution des lésions cutanées de la peau sont significativement améliorés et une cicatrisation plus rapide est observée en comparaison des souris non injectées. La présence de cellules humaines a pu être détectée par PCR quantitative dans les zones cutanées en cours de cicatrisation. Ces résultats suggèrent premièrement que les CSMh sont capables de coloniser la peau altérée par les rayonnements ionisants et deuxièmement qu’elles accélèrent le processus de réparation de ce tissu limitant ainsi les complications tissulaires radio induites. La greffe de CSMh pourrait être un traitement thérapeutique efficace des phases précoces du syndrome cutané radio induit.

Depuis la création de l’université autonome de Barcelone, notre groupe a mené une recherche à la fois théorique et expérimentale sur les rayonnements cosmiques et leur détection au moyen de détecteurs passifs. La connaissance acquise sur le processus d’enregistrement des détecteurs solides de traces et les caractéristiques de ces détecteurs ont permis au groupe d’étendre sa recherche vers d’autres applications et d’autres types de détecteurs. Nous présentons nos travaux principaux de recherche sur ce thème en prenant en compte les résultats les plus significatifs dans cette étude.

As part of their functions, the Hot Laboratories Center, EAEA, are responsible for conditioning of different spent sealed sources which received from different end users. Regarding to the inventory of spent sealed sources in Egypt, thirty eight 60Co spent sealed sources with low radioactivity levels are needed to be conditioned according to IAEA guidelines. The method of conditioning of 60Co spent sealed sources can be achieved using 200 l drum with special lead shield and concrete as matrix material. The surface dose rate calculation reveals that when lead shield of 6.5 cm thickness (density 11.35 gm/ml), concrete shield at least 18 cm thickness (density 2.35 gm/cm3) and 200 l drum thickness is 0.14 cm, (density 7.86 gm/cm3), the surface dose rate is 0.86 mSv/ h. The data are complied with the regulation of IAEA safety standard (surface dose rate doses not exceed than 2.0 mSv/ h).

Radioactivity concentrations of 238U, 232Th and 40K in common brands of Portland cement in Nigeria have been measured using a shielded 7.6 cm × 7.6 cm NaI(Tl) detector coupled to a Canberra series 10 plus multichannel analyzer. The cement samples show significant spread in their radioactivity concentrations, even among samples of the same brand. The weighted means of the activity concentrations of 238U, 232Th and 40K in the different brands were 52.4, 4.1 and 91.8 Bq/kg, respectively. The radium equivalent ranged between 29.1 and 128.1 Bq/kg with a weighted mean value of 68.5 Bq/kg. The values are lower than corresponding values in cement samples in most other countries as contained in recent publications. They are also lower than the UNSCEAR recommended maximum of 370 Bq/kg. The safety criteria developed by ITB Poland for radioactivity in building materials, especially for radon build-up in homes were however, exceeded in some of the cement samples.