La sensibilité radioécologique représente l’intensité de la réponse globale d’un territoire à une pollution radioactive chronique ou accidentelle. Les perspectives d’application opérationnelle de ce concept sont explorées par l’IRSN dans le cadre du projet SENSIB. Le premier enjeu de SENSIB consiste à représenter globalement les conséquences territoriales d’une situation de contamination radioactive, ce qui nécessite de rassembler et d’analyser les données radioécologiques et contextuelles. À cet effet, diverses méthodes innovantes de traitement de la connaissance sont explorées. Le deuxième enjeu est de concevoir un outil unique de gestion de cette connaissance partagé par différents intervenants (autorités, population, experts), ce qui est envisagé par l’application de méthodes d’aide à la décision. La stratégie, les résultats préliminaires et les axes de recherche du projet SENSIB sont brièvement présentés.

La prévention d’une contamination interne chronique des populations par des radionucléides présents dans l’eau de boisson nécessite la mise en place d’une surveillance du niveau de radioactivité de l’eau. Le code de la santé publique introduit quatre paramètres pour la surveillance de la qualité radiologique des eaux destinées à la consommation humaine. Dans le cas particulier des émetteurs de particules alpha, compte tenu des caractéristiques de ces rayonnements, l’expression de l’activité alpha globale dans une eau nécessite au préalable de déterminer expérimentalement le facteur de correction de l’auto absorption de ces particules par le résidu sec de l’échantillon à analyser, au risque de sous estimer le résultat. Cet article décrit le protocole appliqué par le laboratoire du Service de protection radiologique des armées pour exprimer ce facteur f en fonction de la masse m de résidus, pour valider statistiquement cette relation et évaluer l’incertitude qui lui est associée. La relation obtenue dans l’exemple présenté est linéaire et s’exprime par f = 0,0253 m + 1,2813. Cette formule est valable pour des eaux de caractéristiques similaires au site pour lequel elle a été établie et pour des masses de résidus comprises entre 0 et 100 mg. L’incertitude relative sur f quelle que soit la masse de résidu est de 11 % (k = 2). Dans un deuxième temps sont présentés à titre d’illustration les sites de la défense qui nécessitent une surveillance de l’activité alpha dans l’eau, comme les sites d’expérimentation des obus flèches à l’uranium appauvri de Bourges et de Gramat.

L’arrêté zonage du 15 mai 2006, relatif aux conditions de délimitation et de signalisation des zones surveillées et contrôlées, est entré en vigueur le 15 décembre 2006. Bien que les dispositions de zonage énoncées dans cet arrêté n'induisent pas de bouleversement, sa mise en œuvre impose une révision des pratiques. Ce document a pour objectif de présenter les évolutions réglementaires dans la méthodologie de zonage en s'appuyant sur des exemples dans différents domaines d’utilisation et d'aider ainsi à la mise en œuvre de cet arrêté.

Si la publication 99 de la CIPR et le BEIR VII recommandent de maintenir l’usage d’une relation linéaire sans seuil (RLSS) pour estimer l’excès de risque relatif de cancer lié à de faibles doses de rayonnements ionisants (RI), le rapport conjoint de l’Académie des sciences et de l’Académie de médecine (2005) conclut qu’elle conduit à une forte surestimation des risques des faibles et des très faibles doses. Les fondements de la RLSS sont remis en question par de nouvelles données biologiques et de l’expérimentation animale qui montrent que la défense contre les RI met en jeu le micro-environnement cellulaire et le système immunitaire, et que les mécanismes de défense contre les faibles doses de RI sont différents et plus efficaces. Ces cellules lésées par une irradiation à faible dose sont éliminées ; la réparation s’impose à forte dose pour préserver les fonctions tissulaires. Les organismes pluricellulaires réalisent ainsi une défense au moindre coût et au moindre risque contre les RI et les dégâts du métabolisme oxydatif. Les différences entre les défenses contre les faibles et fortes doses sont particulièrement nettes dans le cas de contamination par des émetteurs alpha qui montrent chez l’homme et l’animal des effets à seuil de plusieurs grays. Ces différences remettent en question les résultats des études épidémiologiques qui, pour des raisons de puissance statistique, estiment les risques en fusionnant des données obtenues pour des gammes de doses très étendues, ce qui sous entend implicitement que les mécanismes de cancérogenèse sont similaires quelle que soit la dose. L’estimation des risques des faibles doses de RI doit reposer sur des études spécifiquement limitées aux faibles doses, avec une évaluation précise de facteurs de confusion potentiels. La synthèse des études de cohorte pour lesquelles on dispose des coefficients de risque fondés sur les seules doses inférieures à 100 mSv chez l’adulte ne montre pas d’excès de risque relatif significatif, ni pour les tumeurs solides ni pour les leucémies.

Some crops of important nutritive requirements have been collected from farmlands located in Bitsichi an old tin mining town in north central region of Nigeria. The food crops were analyzed in order to determine trace element concentrations level using Neutron Activation Analysis (NAA). The activity concentrations due to natural radionuclides in the food samples and soil samples collected within the root zone of the crops were also determined using gamma-ray spectrometry (GRS). The NAA results obtained showed higher concentration of Potassium among the essential elements in all the crops. Calcium concentration in both maize and Guinea corn was below detection limit and also Zn in Green beans, sweet potato and cassava. The trace elements; Sc, Hf, Sm, and Th, were below detection limit in all the crops except in Green beans. Rubidium (Rb) and lanthanum (La) were below detection limits only in Cabbage. The activity concentrations of the natural radionuclides in the food samples were found to vary between 83 and 129 Bq kg-1 for 40K, 19 and 30 Bq kg-1 for 226Ra and 27 to 41 Bq kg-1 for 232Th. In the soil samples the activity concentrations varied between 177 and 271 Bq kg-1 for 40K, 53 and 96 Bq kg-1 for 226Ra and 73 to 176 Bq kg-1 for 232Th. Results of activity concentration levels of the radionuclides obtained in similar crops collected for control measurements were found to be very low compared to those from the study area. The effective dose due to intake of the food crops considered in the study area was estimated based on the measured activity concentrations of 226Ra and 232Th in the food crops. It was found to vary between 0.01 mSv y-1 (Acha) and 1.35 mSv y-1 (Cassava) with a cumulative total dose estimated as 2.5 mSv y-1. The mining activities in the area are seen to have influenced the concentration of these trace elements and radionuclides in the food crops. However, they are seen not to pose any serious internal health burden due to ingestion given the realities of food choice by individuals in the study area.

The dosimetric consequences of 14C dissemination resulting from the radioactive fall-out of atmospheric nuclear-weapons testing conducted in the 50s have been estimated. Owing to the lack of 14C measurements in food consumed in France over the past 60 years, this evaluation is based on the standard modelling of the isotopic equilibrium: it is assumed that the specific activity (14C/C) of living plants is in equilibrium with that of CO2 in the air. It is also considered that this isotopic ratio remains constant in animals and their production. The specific activities of 14C in the biosphere were drawn from reference publications. Since the 1950s, the effective dose for adults has risen from 12.1 µSv y-1 to a maximum of about 22.3 µSv y-1 in 1964, before falling to 12.9 µSv y-1, which is slightly higher than the initial value. The excess dose due to atmospheric testing reached about 10 µSv y-1 in the sixties. The generation of 1940 was exposed to the highest dose: 190 µSv in 60 years due to nuclear-weapons testing, which remains low in relation to natural exposure.

Les activités utilisant des rayonnements ionisants évoluent et nécessitent une surveillance dosimétrique adaptée. Dans le même temps, les techniques dosimétriques ont également évolué offrant notamment un choix de dosimètres électroniques plus important en particulier pour les neutrons ainsi qu’une diversification des techniques utilisables (TLD, OSL, RPL) pour la dosimétrie passive de routine. L’étude de poste est devenue incontournable afin de déterminerla façon la plus réaliste les caractéristiques de l’exposition dont résulte, entre autres, le choix des techniques passives et opérationnelles. Les différents dosimètres passifs aujourd’hui proposés par les laboratoires agréés présentent des performances globalement satisfaisantes. Par ailleurs, il existe sur le marché de multiples modèles de dosimètres électroniques susceptibles de couvrir les besoins associés à la dosimétrie opérationnelle. L’organisation d’intercomparaisons constitue un élément important du dispositif de contrôle de la bonne mise en œuvre des techniques de dosimétrie passive par les laboratoires agréés et des performances des dosimètres actifs dans des conditions réalistes d’utilisation. De telles intercomparaisons sont réalisées périodiquement, tant à un niveau national qu’international, afin de prendre en compte les évolutions des matériels, des pratiques et du plus grand nombre de situations possibles.

Ca-DTPA was used for the medical treatment of plutonium and americium contaminations in the CEA and AREVA plants from 1970 to 2003. This report is a survey of the administered injections of Ca-DTPA as a chelating molecule. This report will be part of the registration process for Ca-DTPA by intravenous administration, submitted by the Pharmacie Centrale des Armées. Out of 1158 injections administered to 469 persons, 548 events of possible or confirmed contaminations were reported. These employees were followed by occupational physicians according to the current regulations. The first part of the report is a summary of the most recent findings. Due to its short biological period and its limited action in the blood, Ca-DTPA does not chelate with plutonium and americium as soon as these elements are deposited in the target organs. This justifies an early treatment, even in cases of suspected contamination, followed by additional injections, if necessary. The second part presents data concerning these 1158 injections (contamination routes, posology, adverse effects, ...). These incidents took place at work, were most often minor, and did not require follow-up treatment. A study concerning the efficacy of the product was conducted on a group of people having received 5 or more injections. These results were compared with the efficacy theoretically estimated. Posologies and therapeutic recommendations were proposed based on these observations. Additional studies are needed to confirm these findings. This document is the first summary in this field. It is the result of the collaboration of the occupational medical departments, the laboratories of the CEA and the AREVA and a working group CEA-AREVA-SPRA.

La méthode de calcul Monte Carlo est reconnue aujourd’hui comme l’algorithme pouvant modéliser au plus près les phénomènes physiques liés aux dépôts d’énergie dans un milieu. D’où l’intérêt d’utiliser cette méthode dans la planification de traitement du cancer par rayonnement, les systèmes de planification traitement (TPS) existant étant limités dans la précision des calculs pour certains cas bien spécifiques. Dans cette approche, nous nous intéressons à la validation du code de calcul Monte Carlo GATE pour les applications dosimétriques en physique médicale. Cependant, l’utilisation de la méthode Monte Carlo pour des géométries complexes ou des images de haute résolution nécessite de nombreuses heures de calculs. En effet, un résultat précis ne peut être obtenu qu’en générant beaucoup d’événements. Nous étudions donc les capacités de la grille de calcul de manière à réduire le temps de calcul en déployant nos simulations avec GATE sur un environnement de calcul distribué.

Cette étude de poste repose, dans un premier temps, sur l’analyse d’une expérimentation consacrée aux mesures des débits d’équivalent de dose ambiante à bord des aéronefs de type E-3F. Ces résultats partiels sont complétés dans un second temps par une campagne de mesures de l’exposition individuelle à l’aide de dosimètres passifs et opérationnels gamma et neutrons. Les équipages de l’Armée de l’air navigant à bord des E-3F sont susceptibles de recevoir annuellement, à partir du niveau 300 et de 200 heures de vol, une dose efficace supérieure à 1 mSv. Il est donc impératif d’organiser une surveillance radiologique et médicale spécifique des équipages correspondant à ces critères de vol.

Un important programme de recherches, appelé « Generation IV », est actuellement développé au niveau international pour préparer les réacteurs du futur et leurs « cycle de combustible ». Son objectif est de satisfaire les besoins croissants en énergie électrique dans le cadre d'un développement durable. L'un des aspects majeurs de ce programme est la recherche et le développement de nouveaux matériaux nucléaires fissiles/fertiles. Malheureusement, on s'aperçoit aujourd'hui que, pour de nombreux composés candidats pour développer ces matériaux, il n'existe pas de données radiotoxicologiques permettant au médecin du travail d'évaluer le risque réel en cas de contamination et de prescrire un traitement de décontamination adapté. Il conviendrait donc de relancer d'urgence les études de poste où sont, ou bien seront, mis en œuvre ces composés ou matériaux. L'expérience passée a montré que la prévision en matière de radioprotection était difficile et qu'une validation expérimentale du comportement des éléments lourds radiotoxiques ou toxiques in vitro et in vivo était nécessaire.

À la suite d’un accident radiologique dû à une source de gammagraphie survenu au Chili en décembre 2005 et impliquant une victime, l’IRSN a été sollicité pour réaliser la reconstitution dosimétrique par calcul Monte Carlo. Des outils, développés au laboratoire, associant des fantômes anthropomorphes mathématiques et voxélisés au code de calcul Monte Carlo mcnpx ont été mis en œuvreafin de déterminer la distribution de dose au niveau de la fesse gauche de la victime et la dose aux organes critiques. La cartographie dosimétrique réalisée au niveau de la fesse gauche montre que la dose à la surface est importante (1900 Gy) et chute rapidement pour atteindre 20 Gy à 5 cm de profondeur. Les calculs réalisés avec un fantôme mathématique indiquent que les doses moyennes aux organes critiques sont faibles et permettent d’identifier de possibles sites de prélèvement de moelle osseuse. S’appuyant sur la cartographie dosimétrique, une exérèse de 5 cm de profondeur et de 10 cm de diamètre a été pratiquée au niveau de la fesse gauche de la victime.

This contribution presents new results related to the aircraft crew exposure onboard aircraft of Czech air companies. First, the results of long term monitoring onboard of an aircraft of Czech Airlines are presented. In the period May–December 2005, 494 individual flights have been followed using MDU-Liulin Si-diode based spectrometer, together with thermoluminescent and track detectors. The results of measurements are analyzed and compared with those of calculation performed with CARI6 and EPCARD3.2 codes. Monitoring period represented about 4.6 times more than usual annual engagement of an aircrew (600 hours). Total effective dose during these 2 755 hours was between 11 and 12 mSv, following the considered method of evaluation. Both the measuring and calculation methods correlate well. This fact leads to confirmation of the routine method evaluating the level of aircraft crew exposure using CARI6 code as correct for this purpose. Second, the results of individual monitoring of aircrew members obtained during few last years by this routine method are presented; general tendencies of aircraft crew onboard exposure of Czech air companies are outlined. The contribution of aircrew exposure to total occupational exposure in the Czech Republic represents about 20%.

Un défibrillateur automatique implantable (DAI) a été implanté chez un travailleur d’EDF potentiellement exposé à un champ magnétique 50 Hz élevé. Le fonctionnement du DAI peut théoriquement être perturbé par les expositions aux champs magnétiques rencontrées au cours de l’activité professionnelle. À partir de cette étude de cas, nous présentons une approche pour évaluer l’aptitude au travail dans ce type de situation. Le protocole consiste à mesurer le champ magnétique aux différents endroits où le travailleur est susceptible d’aller au cours de son activité professionnelle, et en sa présence, à surveiller en même temps le fonctionnement du DAI. Il s’agissait d’un DAI de marque Medtronic, programmé en mode bipolaire. Dans les différents lieux, le champ magnétique maximum mesuré au niveau du DAI a été de 650 µT. Aucun dysfonctionnement n’a été enregistré en mode bipolaire. Suite à ces mesures et contrôles du DAI, l’agent a été déclaré apte et a repris ses fonctions professionnelles antérieures. Deux ans après, aucun incident n’a été rapporté.

L’estimation des doses absorbée, équivalente et efficace résultant d’une contamination interne se base sur la mesure de l’activité par anthroporadiamétrie (in vivo) ou par analyse radiotoxicologique in vitro. La valeur d’activité mesurée est interprétée en termes de dose à l’aide de modèles biocinétiques et dosimétriques qui décrivent le devenir des radionucléides dans le corps d’un individu de référence et permettent de calculer l’énergie qu’ils y déposent. Pour s’assurer du respect des limites réglementaires de dose, des programmes de surveillance sont mis en place. Les mesures d’activité peuvent être interprétées suivant une procédure standard comme celle proposée par le groupe IDEAS. Cependant, une incertitude significative est introduite dans le calcul de la dose par les incertitudes de mesure, par la méconnaissance partielle des conditions d’exposition et par le réalisme imparfait des modèles. En plus de cette incertitude, l’extrapolation aux faibles doses d’effets biologiques observés après une irradiation plus intense, la toxicité chimique des radionucléides et l’hétérogénéité du dépôt d’énergie rendent difficile l’estimation du risque résultant d’une contamination interne. En conclusion, il convient de garder à l’esprit que la dose efficace est un outil de gestion de la radioprotection mais pas un indicateur quantitatif du risque individuel.

Les dosimètres de radon tels que des nitrates de cellulose connaissent souvent une dégradation sous l’action de certains facteurs physiques ou chimiques. Nous avons étudié le comportement du CN-85, détecteur solide de traces nucléaires (DSTN), en atmosphère tropicale très ensoleillée (photo-vieillissement naturel) et dans une enceinte SEPAP 12/24 (photo-vieillissement accéléré artificiel), avant son exposition à une source de particules alpha (Am-241). Les résultats ont montré des modifications chimiques du détecteur, aussi bien en accéléré qu’en naturel, entraînant un changement de coloration. L’étude comparée des deux modes de photo-vieillissement a permis de déterminer un facteur d’accélération du vieillissement de 2,5. L’irradiation aux particules alpha des détecteurs a montré une perte d’efficacité de 98 % après 40 heures d’exposition solaire, ce qui permet de considérer une durée limite d’utilisation du DSTN en atmosphère tropicale ne dépassant guère une semaine. Cette durée d’utilisation pourrait être prolongée à l’intérieur des habitations du fait d’une baisse des températures et de la luminosité.