Dans les applications diagnostiques des radionucléides, la méthode habituellementutilisée pour les évaluations dosimétriques est celle développée par le“Medical internal radiation dose committee”. Cette méthode présente, cependant,des limitations car elle s'adresse à des modèles donnés et à des organesbien définis. Aussi, afin de satisfaire tous les besoins en dosimétrie interne pourles applications diagnostiques et thérapeutiques, nous avons développé un programmepermettant de tenir compte non seulement des caractéristiques propresà chaque patient (âge, taille, poids et sexe) mais également de celles des sitesradioactifs (tumeur, métastases, lésions) de position, de forme et de dimensionquelconques. Ce programme permet de calculer la dose délivrée à des organes “cibles” par des “sources” soit préalablement choisies, soit localisées sur unécran à partir de la représentation d'un squelette et de planches anatomiques.Ainsi, ce programme, qui offre une approche de dosimétrie personnalisée,répond à la fois aux besoins diagnostiques pour la quasi totalité des radionucléidesdisponibles et aux besoins thérapeutiques pour l'évaluation de doses àdes organes particulièrement critiques telles que la moelle et les gonades.

Cet article présente l'évaluation des principales caractéristiques du prototype de compteur proportionnel multicellulaire équivalent au tissu étudié dans notrelaboratoire pour la dosimetrie individuelle neutronique. Il comporte plusieurs centaines de canaux creusés dans la cathode en regard des fils anodiques. On montre que sa sensibilité est compatible avec une utilisation en radioprotection et que la dimension du volume simulé permet d'appliquer la méthode microdosimétrique.La distribution de la longueur des cordes, obtenue par simulation avec la méthode de Monte-Carlo dans le cas d'une irradiation isotrope, est proche d'une fonction de Dirac centrée sur la valeur moyenne de la distribution. Enfin, un mélange de gaz spécifique contenant de l'argon, du propane, du dioxyde de carbone et de l'azote est proposé pour le remplissage du compteur.

Depuis la mise en service de l'usine de retraitement des combustibles irradiés dela Hague en 1966, l'efficacité des moyens employés pour épurer les effluentsradioactifs liquides a été multipliée par un facteur 600. Le comportement chimiquedu 106Ru déterminé dans les rejets déversés en mer et en deux stationsd'observation proches de l'émissaire, a évolué parallèlement à l'évolution desprocédés d'épuration. La méthodologie de type “voie humide” basée surl'entraînement de l06Ru par le sulfure de cobalt a permis de répondre auxobjectifs de protection de l'environnement et aux impératifs de production. Lecomportement du radionucléide a alors été celui des complexes du nitrosylruthéniumchimiquement peu réactifs, générés au cours de la mise en solution descombustibles en milieu nitrique. A partir de 1989, la vitrification des effluentsles plus marqués par ce type de complexation et l'optimisation du procédé parvoie humide ont permis de limiter les rejets liquides de 106Ru. Parallèlement,l'inertie chimique du radionucléide s'est atténuée. Les mesures de radioactivitéde l'algue Fucus serratus déterminées in situ montrent que la disponibilité de106Ru à partir de l'eau de mer dépend étroitement de l'hydrolyse des complexesdu nitrosylruthénium. Les produits d'hydrolyse du radionucléide paraissent êtreles formes privilégiées des échanges avec l'algue pour laquelle le facteur deconcentration est évalué à 500 ± 350.

Cet article présente la synthèse d'une série d'enquêtes réalisées en Ukraine en1992 et 1993 sur les conséquences psychiques et sociales de l'accident de Tchernobyl,dans le cadre du “Programme d'évaluation des conséquences de l'accidentnucléaire de Tchernobyl” de la Commission des Communautés Européennes.Les principaux résultats confirment la puissance de la dynamiquepost-accidentelle de cet accident, après plus de sept ans. Près de 3 millions depersonnes sont directement concernées dans leur vie quotidienne par le dispositifde gestion post-accidentelle qui est à l'origine de nombreux effets pervers auxplans social et psychique. Au plan économique, le financement du dispositif degestion post-accidentelle absorbe chaque année près de 1/6 du budget de l'étatukrainien. Au plan politique, Tchernobyl est encore un enjeu majeur pour lesdifférents acteurs du processus de transition institutionnel engagé depuis la disparitiondu système soviétique. L'article montre la complexité systémique de lasituation rencontrée sur le terrain et présente les multiples facteurs explicatifs(physiques, sanitaires, politiques, culturels, historiques) qui sont à l'origine de ladynamique post-accidentelle. Une modélisation systémique des interactionsentre ces facteurs est proposée. Elle permet de mieux cerner la contribution desdifférentes étapes accidentelles et post-accidentelles dans le processus qui aconduit à la situation actuelle. Elle montre notamment les liens étroits entre lesdifférentes étapes de l'accident et la nécessité de prendre en compte, dès ledébut d'un accident, les conséquences à moyen et long terme qui découlent dela gestion accidentelle.

L'étude présentée ici vise à démontrer la possibilité d'utiliser les détecteurs solides de traces nucléaires (DSTN) pour évaluer le radon émanant des phosphates. A plus long terme, ce gaz radioactif pourrait être employé comme indicateurdes radioéléments naturels présents dans ces minerais et dans certains produits dérivés commercialisés. On s'est attaché à définir un dosimètre simple permettant son emploi en grande quantité afin d'étudier les paramètres intervenant dans cette émanation. La fiabilité de la méthode est démontrée par une étude initiale portant sur l'effet de la granulométrie sur cette émanation. Pour cela, deux types de DSTN (LR 115 et CR 39) ont été mis en œuvre, leurs performances étant comparées.

En France, les 250 services de médecine nucléaire reçoivent, en moyenne, 6560 GBq par semaine de radionucléides en sources non scellées. De cette utilisationin vivo et in vitro résultent quelques rejets lors de la préparation des radiopharmaceutiques, des déchets radioactifs solides et, pour l'essentiel de l'activitéadministrée, une dispersion par le patient dans son environnement. Les rejets directs dans l'environnement, sous forme d'effluents gazeux, sont quasi inexistants et, sous forme liquide, sont très limités ; ils se pratiquent après décroissance en cuve de stockage et contrôle des dispositions réglementaires lors de leur vidange. Les contraintes liées au tri, à la gestion, à l'enlèvement des déchets radioactifs à vie longue par l'ANDRA, sont l'objet de procédures bienétablies. La source de rejets la plus importante est due aux patients, elle correspond à plus de 80 % de l'activité utilisée in vivo à des fins diagnostiques ou thérapeutiques.Il faut noter que les radionucléides utilisés sont, le plus souvent, de très courte période et appartiennent au groupe de faible toxicité (99mTc : 6 h, 133Xe : 5,4 j, 201Tl : 3,4 j). Par contre, l'iode 131 de radiotoxicité élevée (groupe2) doit être considéré à part ; lors de son administration thérapeutique à de fortes activités, de l'ordre de 3,7 GBq, le patient est d'abord retenu en zone contrôlée, notamment pour le recueil de ses urines, mais à sa sortie il resteencore source de rejets.

Le travail présenté dans cet article rentre dans le cadre de la cartographie dedose et de la dosimétrie neutronique utilisant une conversion (n, p), ceci à desfins de radioprotection. Il s'intègre dans une étude visant à la mise au point d'unlogiciel permettant, entre autres, à partir de l'observation des paramètres morphologiquesd'une trace développée de proton de recul, de déterminer son énergieet son incidence. Ce logiciel permettra d'autre part d'évaluer les paramètresdes interactions particule-matière qui ne donnent pas lieu à des traces observables.Dans cette étude, il a été mis en œuvre une analyse mathématique dudéveloppement des traces latentes permettant de déterminer expérimentalementla vitesse VT d'attaque le long de celles-ci à partir de la mesure du parcoursdes protons. Cette dernière partie fait l'objet de cet article. Celui-ci selimite à la description d'une méthode de détermination du parcours des protonsde recul dans un polymère (le CR 39) utilisé comme détecteur solide de tracesnucléaires (DSTN). Ces mesures de parcours basées sur une méthode d'analysemathématique seront comparées à celles déduites du transfert linéique d'énergie(TLE) calculées avec le logiciel TRIM 91. La méthode d'analyse sera vérifiéepar des mesures microprofilométriques.

Si, dans le cas du radiodiagnostic, les limites de dose individuelles ne s'appliquentpas à l'exposition des patients, l'optimisation de la radioprotection peut,par contre, jouer un rôle important. L'utilisation du principe d'optimisation aguidé ce projet visant à améliorer, en Chine, la protection des patients lors de lapratique du radiodiagnostic médical. Notre enquête, réalisée dans les régions deSichuan, Shandong et Pékin (Chine), a évalué la situation actuelle de la protectiondes patients. Les doses aux patients ont été classées en dose réelle, dosejustifiée et dose optimisée afin d'évaluer séparément l'influence des facteurs de gestion et d'équipement. Les résultats démontrent l'urgente nécessité derésoudre un certain nombre de problèmes dans la protection contre lesrayons X. Cet article indique, toutefois, que les perspectives de réduction desdoses sont encourageantes si des dispositions adéquates sont adoptées. Ainsi,une bonne gestion, sans changement radical des équipements actuels, peutréduire les doses en fluoroscopie et radiographie pulmonaires, respectivement,de 40 à 18 %, la révision de certains équipements de 82,4 et 66 %, et de 80 %dans les examens du tractus gastrointestinal avec repas baryté. L'utilisation de laradiographie pulmonaire au lieu de la fluoroscopie associée à d'autres dispositionspeut aboutir à une réduction de 91,7 %. Une analyse de cette optimisationmontre que ces dispositions sont conformes au principe d'optimisation de laradioprotection.

Un nouveau dispositif de dosimétrie par photoluminescence (PLD), entièrement automatique, constitué d'un verre photoluminescent à un élément et du système de lecture Toshiba FGD-10, est désormais commercialisé. Il a été testéau Physikalisch-Technische Bundesanstalt (PTB) et introduit en surveillance de routine. En raison, avant tout, des propriétés dosimétriques spécifiques de sonverre, le dispositif PLD s'est avéré supérieur aux dosimètres photographiques ou thermoluminescents. Sont discutés, ici, du point de vue de l'application en routine, le dispositif de dosimetrie utilisant l'excitation par laser-UV pulsé et sespropriétés dosimétriques - énergie et réponse angulaire, incertitude aléatoire et paramètres d'ambiance affectant la mesure de la dose. Les principaux avantagessont la faible pré-dose (30 ± 1 µSv) des verres recuits, le faible coefficient de variation (2% à 1 mSv) qui permet la mesure de doses supérieures à 10 µSv, lastabilité à long terme des doses mesurées (environ 1%), la réponse en fonction de l'énergie et la réponse angulaire pour l'indication simultanée de différentes grandeurs dosimétriques (par ex. X en espace libre ou Hp(10) sur fantôme plaque dans le domaine d'énergie de 12 keV à 1,3 MeV. Comparés à d'autresdispositifs, les résultats des tests d'homologation et la participation à une intercomparaisonde dosimètres individuels, sous l'égide de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) d'une part et d'autre part l'utilisation en routineconfirment les progrès de la dosimétrie par photoluminescence et la précision dela mesure même par température ambiante élevée dans le cadre de la surveillance individuelle ou de l'environnement.

Les mesures pratiques de radioprotection mises en œuvre en milieu hospitalier dépendent étroitement des caractéristiques des sources de rayonnement ionisantet de leurs méthodes d'utilisation que ce soit dans un but thérapeutique ou diagnostique. Les sources sont très diverses, émettant des photons X et gamma, desélectrons de haute énergie ou des particules bêta. On les rencontre sous forme scellée ou de générateurs électriques, dans les services de radiothérapie, de curiethérapie et de radiodiagnostic. Dans les services de médecine nucléaire etdans les laboratoires, on utilise principalement des sources sous forme non scellée. Ainsi, le personnel selon son activité sera soumis au risque d'exposition externe ou interne. Les seuils pratiques sont souvent basés sur les valeurs dedébit d'équivalent de dose adaptés aux locaux considérés : 25, 7,5 ou 2,5 µSv . h-1. Des hypothèses surestimant les conditions d'utilisation des sources ou les temps de présence des personnes permettent en pratique d'avoir des niveauxd'exposition du personnel bien inférieurs aux limites annuelles. Ces niveaux sont évalués par la dosimétrie individuelle telle qu'elle est définie par la réglementationfrançaise. Pour les postes où le risque d'exposition est le plus élevé, une surveillance opérationnelle permet d'apprécier les parties de l'organisme les plus exposées et d'adopter des mesures de protection adéquates. Un bilan de ladosimétrié individuelle en milieu hospitalier basé à la fois sur les résultats de la surveillance réglementaire et sur les mesures obtenues par la surveillance opérationnelleest présenté.

L'information des travailleurs et du public sur les rayonnements ionisants etleurs effets potentiels est très superficielle. La communauté scientifique commeles experts qui établissent les normes de base de radioprotection n'ont pas vraimentréussi à faire passer un message clair et constructif sur les principes quifondent l'évaluation et la gestion du risque radiologique. Le débat sur les faiblesdoses est, à cet égard, révélateur du déficit de connaissances dans ce domaine.Des efforts en matière d'éducation ainsi que l'“expérience directe” de la radioactivitédans tous les domaines devraient, à terme, favoriser l'émergence d'unevéritable culture du risque radiologique apte à réconcilier le public avec lestechniques et les hommes qui les mettent en œuvre et à restaurer la confiancedans les institutions qui sont en charge de l'évaluation et de la gestion du risqueradiologique.

La radiographie X utilisée pour le diagnostic médical est l'application la plusconnue des rayonnements ionisants parce que la plus répandue avec, toutescatégories confondues, près de 57 500 installations en France, D'autres applicationsmédicales, concernant un nombre d'installations beaucoup plus limité,bénéficient, elles aussi, d'une grande notoriété et font appel aux radioélémentsartificiels : la télégammathérapie (167 installations), la curiethérapie (119 installations)ou la thérapie à l'aide de sources non scellées (257 installations). Lesapplications industrielles dont la diversité est considérable sont beaucoup moinsconnues. Si l'on connaît assez bien l'usage des rayons X ou gamma pour lescontrôles non destructifs, l'irradiation industrielle de certains aliments ou l'usagedes traceurs radioactifs, on ignore généralement que des sources radioactivessont utilisées pour la mesure de paramètres intervenant dans le contrôle denombreux procédés industriels. Le nombre de titulaires d'autorisations de détenir,d'utiliser et/ou de céder des radioéléments artificiels est au total d'environ4 800 dont près de 650 en médecine et 500 en recherche médicale. Sans prétendreà l'exhaustivité, l'article passe en revue quelques applications typiquesdes rayonnements ionisants, tant dans le domaine médical qu'industriel. Denombreuses indications chiffrées sont données sur ces techniques, qu'ellesconcernent le nombre d'utilisateurs autorisés ou les quantités de radioélémentsmis en œuvre.

Les techniques de spectroscopie laser sont de plus en plus employées pour l'analyse élémentaire à bas niveau et la spéciation des actinides et autres radionucléidesd'intérêt. A partir d'une recherche bibliographique et des expériences développées au sein du Laboratoire de spectroscopie laser analytique, le principe,les performances, les applications ainsi que les avantages et les inconvénients de ces différentes techniques laser sont présentés, une comparaison est effectuée avec une autre technique (non-laser) analytique performante, latorche à plasma – spectrométrie de masse. Les différentes techniques laser présentées sont en spectroscopie moléculaire : la lentille thermique, la spectrofluorimétrielaser à résolution temporelle, la fluorescence induite par laser de l'iode, et en spectroscopie atomique : la spectroscopie optogalvanique, la fluorescence induite par laser en four de graphite, la fluorescence induite par laser dans unetorche à plasma, la spectroscopie d'ionisation résonnante colinéaire et l'ionisation laser couplée à la spectrométrie de masse. Les principaux avantages des techniques de spectroscopie laser sont l'absence de préparation d'échantillon, la rapidité, la sélectivité, la sensibilité ainsi que la possibilité de pouvoir effectuer des analyses à distance via fibre optique.

L'analyse des données sur les niveaux de l'irradiation naturelle en Chine apermis de recommander des valeurs types pour l'irradiation gamma terrestre, àl'intérieur et à l'extérieur des habitations, ainsi que l'équivalent de dose efficacepour les produits de filiation du radon et du thoron. On estime à 2,3 mSv l'équivalent de dose efficace annuel dû à l'irradiation naturelle des habitants, dont 0,54 mSv dû au rayonnement gamma terrestre et environ 0,8 mSv dû au radonet à ses descendants à vie courte.

Les activités développées au sein de l'industrie nucléaire vont engendrer denouvelles manipulations d'actinides (programme SPIN). Il importe, dans cecadre, de définir pour chaque radionucléide utilisé un traitement en cas decontamination accidentelle. Le travail présenté ici fait le point des connaissancesacquises dans le domaine des biocinétiques du neptunium, pour lequel aucuntraitement efficace n'est aujourd'hui disponible. Des éléments de réflexion sontapportés, visant à développer les études réalisées jusqu'à présent, en leur imposantune approche expérimentale à un niveau subcellulaire et moléculaire.

La sécurité des patients, des opérateurs et du public, lors de l'utilisation d'équipementsde curiethérapie, est assurée par le respect d'un cadre législatif et réglementairespécifique. Bien que les services de curiethérapie ne soient pas assujettisà un programme d'assurance de qualité, il est nécessaire, dans chaqueservice, de compléter ces dispositions par des mesures préventives régulièresconcernant les locaux, la manipulation des sources et l'équipement matériel.

La Commission internationale de protection radiologique a récemment approuvé un nouveau modèle pour la dosimétrie des voies aériennes. Ce modèle a été conçu pour décrire le plus fidèlement possible l'incorporation, le dépôt etle devenir biocinétique des radionucléides inhalés, et pour calculer les doses délivrées à l'appareil respiratoire. Un logiciel, basé sur le nouveau modèle, a été développé pour faciliter l'application pratique des nouvelles recommandations,et permettre d'en évaluer les conséquences radiologiques pour le poumon et lesautres organes. LUDEP 1.0 (LUng Dose Evaluation Program) est un programme convivial pour ordinateur PC compatible IBM qui permet à son utilisateur de calculer les doses délivrées à l'appareil respiratoire et, secondairement,aux autres organes.

Depuis 1990, plus de 400 cancers de la thyroïde ont été observés chez l'enfantdans le Sud de la Belarus et dans le Nord de l'Ukraine. L'importance de l'augmentationde l'incidence, l'agressivité de ces cancers et leur découverte fréquenteà un stade métastatique rendent mineur le rôle du dépistage. Plusieursarguments plaident en faveur de la responsabilité de l'accident de Tchernobyl :1) l'importance de la contamination initiale ; 2) la distribution géographique,l'augmentation de l'incidence étant observée au niveau des régions les pluscontaminées ; 3) la distribution temporelle, l'augmentation de l'incidence étantprogressive depuis 1990. L'iode 131 est vraisemblablement l'agent responsablede cette augmentation. Ces données renforcent l'importance de la prophylaxiepar l'iodure de potassium de l'irradiation de la thyroïde en cas d'accident decentrale nucléaire, notamment chez les enfants où elle est pratiquement sansdanger.

La bonne connaissance que nous avons de la bactérie Escherichia coli a permis de mettre au point un test colorimétrique rapide, le SOS chromotest, mettant enjeu une souche qui permet une mesure qualitative et quantitative de la réponse à l'action d'un agent génotoxique. Nous discutons certaines des possibilités offertes par ce test pour effectuer un diagnostic génétique de la nature chimiquedes lésions causées dans le matériel héréditaire au moyen de souches de bactéries construites spécialement dans ce but. Pour donner une idée de la précision des réponses bactériennes, et de la manière dont on peut les utiliser pour caractériser les lésions produites, par une approche génétique, le cas des agents alkylants est présenté de façon relativement détaillée, et celui des agents oxydantsest rapidement évoqué. La sensibilité aux rayonnements ionisants permet actuellement de détecter des doses de l'ordre du gray. Nous discutons brièvement comment on peut espérer augmenter cette sensibilité en inactivant parmutation les systèmes de réparation qui traitent les lésions causées par ces agents et comment l'utilisation d'une batterie de souches pourrait également donner des précisions sur la nature des lésions causées par divers types derayonnements ionisants.