SYLVESTRE est une base de données de l’IRSN permettant la valorisation, l’exploitation et le stockage des données ayant trait aux mesures de radioactivité réalisées sur des échantillons de l’environnement. Constamment alimentée et améliorée depuis sa création en 1991, elle constitue aujourd’hui un outil essentiel au service de la qualité. Les utilisateurs ont un accès facile, via le réseau interne de l’IRSN, à l’interface développée afin de répondre au mieux aux différents besoins : introduction des données ayant trait aux prélèvements, aux préparations et aux mesures, exportations de pans de données à des fins de vérifications ou d’expertises. Le souci constant d’amélioration des fonctionnalités et de minimisation des saisies ou des recopies manuelles de données dans la base a conduit à mettre en place plusieurs outils ou programmes périphériques (tablettes numériques de terrain, étiquetages codes-barres des échantillons, automatisation de requêtes multicritères, …).

As part of the improvement of calibration techniques for in vivo counting, the Laboratory of Internal Dose Assessment of IRSN has developed a computer tool, “OEDIPE”, to model internal contamination in voxel phantoms, to simulate in vivo counting and to calculate internal dose. This software was used to model the real distribution of activity in the lungs of a baboon analyzed in the Laboratory of Radiotoxicology of CEA. This experiment provided the opportunity to study the influence of the heterogeneity of lung retention on the in vivo counting and to quantify its effect on the assessment of activity by comparison with a simulated homogeneous retention of the same total activity. The results show that the numerical simulation can be a relevant tool to reveal the heterogeneity of lung retention, allowing a determination of calibration factors adapted to heterogeneous contaminations that would be impossible by standard calibration with physical anthropomorphic phantoms.

Les cellules souches mésenchymateuses (CSM) sont présentes dans divers tissus de l’organisme adulte dont la moelle osseuse. In vitro, les CSM peuvent se différencier en de nombreux types cellulaires du mésoderme, de l’endoderme et de l’ectoderme ; in vivo, elles ont la capacité de migrer vers un organe lésé. Il existe cependant peu d’informations sur le devenir et le potentiel thérapeutique lors de l’injection de ces cellules souches dans un organisme ayant subit une irradiation accidentelle ou thérapeutique. Nos travaux ont permis de mettre en évidence la répartition spatiale et le taux de prise de greffe des CSM injectées par voie intraveineuse (IV) dans un organisme en fonction de la configuration pour une irradiation gamma. Les CSM ont été isolées à partir de moelle osseuse humaine (CSMh) et injectées à des souris immunodéficientes 24 heures après irradiation. Nous avons mis au point trois types de configurations, une configuration d’irradiation corps entier (ICE) à une dose sublétale de 3,5 Gy et deux configurations d’irradiations localisées, pour lesquelles les souris reçoivent une dose locale totale de 8 Gy au niveau de l’abdomen ou de 30 Gy au niveau de la patte droite postérieure. Le taux d’implantation des CSMh dans les différents organes de l’organisme 15 jours après irradiation a été quantifié par amplification du gène humain de la bêta-Globine par PCR. Puis leur localisation in situ a été mise en évidence par marquage immuno-histochimique de la bêta-2-microglobuline humaine sur des sections d’organes murins possédant de l’ADN humain. En absence d’irradiation, les CSMh ont été détectées en très faible quantité. En revanche, le taux de CSMh implantées est plus important au niveau des zones irradiées à forte dose, suggérant que la colonisation des CSMh dans les tissus après irradiation est dépendante de la configuration d’irradiation. L’implantation des CSMh dans les organes n’appartenant pas aux zones surexposées évoque un état inflammatoire généralisé radio-induit. Cette observation met en avant l’existence d’un effet à distance (abscopal) des atteintes tissulaires locales radio-induites. L’ensemble de nos résultats suggère que la thérapie cellulaire par les CSM pourrait être utilisée pour la régénération des tissus normaux lésés suite à une irradiation accidentelle ou chez les patients soumis à une radiothérapie.

ITER will be the first fusion reactor producing much more energy than that necessary to establish and heat the plasma. This nuclear energy is mainly exported from the plasma by neutrons and deposited in the plasma facing components, generating nuclear activation. One of the elements used in the fusion reaction is tritium, a radioactive isotope of hydrogen. Although some feedback may be used from in service fusion machines, such as JET in England, the ITER radiological protection issues need to be assessed as early as possible. The protection against radiological hazards is, as usual shielding, waiting for radioactive decay, limitation of airborne contaminants, reduction of exposure time, etc. This has been done in the present design and has followed a first step of ALARA studies. Radiation fields have been calculated and work effort estimated leading to the evaluation of a collective yearly dose of 356 p mSv, below the project dose target which is 500 p mSv. A second step of occupational radiological exposure studies should allow refining further the dose estimate as well as the ALARA optimization.

The 10th european ALARA network (EAN) workshop took place in Prague (Czech Republic) in September 2006. This was the 10-year anniversary of the EAN, and unlike the previous workshops that addressed a particular ALARA topic, the aim of this workshop was to consider the implementation of the optimisation principle in all domains of activities (nuclear and conventional industry, medical sector, NORM industry). This principle is fundamental to radiation protection, and the workshop drew together key stakeholders to discuss its past, present and future status. The workshop was asked to consider the practical implementation of ALARA, and how this might be improved in the next 10 years. The objectives of the 10th EAN workshop were to review the past evolution of the ALARA concept, internationally, within the EU, and nationally, in terms of the practical impact on radiation protection; to examine the current status of the implementation of the ALARA principle; and to identify needs for future developments in the concept and implementation of optimisation. As with previous workshops, half the programme time was devoted to invited presentations, and half to working group discussions and report backs. After discussion, the output of these working groups was collated by the EAN co-ordinators, to produce seven formal recommendations to international organizations (IAEA, International Labour Organisation, European Commission), to EAN itself and to national authorities. These recommendations deal with justification of practices, holistic approach, ALARA culture, ALARA training, especially in the medical sector, ALARA focus through inspection and control, and stakeholder involvement. Individual presentations (papers and slides) are available to download from the EAN website (http://www.eu-alara.net).

Historiquement chacune des entités nucléaires du groupe AREVA mettait en œuvre séparément la démarche ALARA. Malgré la diversité des métiers pratiqués et la diversité des environnements radiologiques AREVA a choisi de fédérer l'ensemble des entités nucléaires autour d'une politique commune de sûreté nucléaire dont nous rappelons ici les grands principes. Ce processus volontariste, pour lequel l’autorité nucléaire reste incitative, et auquel participent tous les acteurs à chaque niveau de la chaîne hiérarchique, permet d’optimiser les résultats de radioprotection.

Protéger l’environnement est aujourd’hui une problématique globale qui concerne toutes les activités de l’homme. Il s’agit donc d’être capable de démontrer la compatibilité de ces activités avec la protection des milieux naturels, mais aussi si nécessaire d’agir pour pallier à un risque potentiel ou avéré, et ce généralement dans le cadre d’une réglementation de plus en plus stricte. Dans le domaine chimique, la prise en compte de cette problématique se traduit par l’existence de méthodes dédiées à l’évaluation du risque environnemental. Dans le domaine radiologique, la nécessité de disposer de tels outils s’est accentuée récemment, afin de pouvoir justifier aux yeux du public et en toute transparence le rejet de substances radioactives dans l’environnement, de répondre aux exigences des nouvelles réglementations en matière de protection de l’environnement et enfin d’harmoniser les approches entre radioprotection humaine et radioprotection de l’environnement, mais aussi entre polluants chimiques et radioactifs, simultanément présents par exemple dans les rejets de routine des centres nucléaires de production d’électricité. Dans cette optique d’harmonisation, les démarches d’évaluation du risque à l’environnement lié à la présence de radionucléides ou de substances chimiques sont présentées depuis les concepts théoriques jusqu’à leur mise en œuvre comparative, approche nouvelle en cours de développement dont les premiers résultats sont présentés.

Le rayonnement ultraviolet est responsable d’un large impact sur les structures biologiques. C’est un carcinogène bien documenté. Alors qu’un certain nombre d’effets positifs peut être associé à ce rayonnement, les surexpositions induisent des effets aigus et chroniques sur la peau, les yeux et le système immunitaire. Les effets négatifs associés aux expositions peuvent être largement évités. Réduire les expositions au rayonnement UV par des modifications du comportement et de l’environnement constitue le but principal des mesures préventives. Longtemps considéré comme « innocent », le rayonnement UVA possède des propriétés mutagènes et carcinogènes qui sont aujourd'hui bien documentées et leurs mécanismes de production semblent aujourd'hui élucidés et en particulier la photochimie des UVA solaires dans la peau. Aujourd'hui, les mécanismes de la photocarcinogenèse induite par les UVA ou par les UVB paraissent identiques, leur importance étant égale dans le rayonnement solaire. Les efforts de prévention doivent s’adresser en priorité aux enfants mais également dans le cadre du travail, en particulier en extérieur. Des guides pratiques sont fournis par l’OMS pour aider les autorités sanitaires dans la mise en application d’une politique de prévention afin de réduire les risques associés au rayonnement ultraviolet.

La grandeur dose efficace peut elle aussi fournir une contribution utile au processus d'optimisation des doses patients pour la radiologie vasculaire et la cardiologie. Pour la détermination de la dose efficace à l’aide de MCNP ou de MCNP-X, des différents fantômes anthropomorphes disponibles sont comparés. Afin de valider les simulations sur ordinateur, on effectue également des mesures de la dose efficace à l'aide d’un fantôme Rando-Alderson. Des différentes doses aux organes par produit dose-surface (PDS) sont calculées pour l'abdomen PA d’un champ de rayonnement et d’un spectre de 75 kVp et de 6,5 mm Al + 0,1 mm Cu pour 4 fantômes différents : (1) le fantôme mathématique BODYBUILDER ; (2) le fantôme voxelisé MAX ; (3) le modèle voxelisé du fantôme RA ; (4) le fantôme expérimental RA. À partir de ces doses aux organes une dose efficace par PDS est obtenu de respectivement 0,151 mSv/Gy cm2 ; 0,141 mSv/Gy cm2 ; 0,295 mSv/Gy cm2 et de 0,245 mSv/Gy cm2 pour les 4 fantômes susmentionnés. On note de grandes différences pour ce qui est des doses aux organes entre les fantômes mathématiques couramment utilisés dans le passé, et les modèles voxelisés de plus en plus utilisés. La différence pour le facteur global de conversion pour la dose efficace est plus faible. Les doses pour le fantôme RA (mesurées et calculées) sont systématiquement supérieures à celles de BODYBUILDER et de MAX.

METAS réalise l’étalon primaire de la dose absorbée dans l’eau pour les faisceaux d’électrons de haute énergie entre 5 MeV et 22 MeV avec un dosimètre chimique basé sur une solution de Fricke. Cette réalisation comprend deux étapes. Tout d’abord, une expérience d’absorption totale d’un faisceau monoénergétique étroit d’énergie et de charge connues permet de déterminer la réponse de la solution de Fricke à la dose absorbée. Ensuite, l’irradiation de sachets de solution dans des faisceaux de qualités thérapeutiques assure le raccordement métrologique des étalons secondaires. Certaines corrections appliquées aux valeurs mesurées sont obtenues à l’aide de simulations Monte Carlo. Les pertes dues principalement à l’émission de Bremsstrahlung lors de l’expérience d’absorption totale dépendent de l’énergie des électrons et de la taille du récipient de solution de Fricke, et sont comprises entre 2,7 % et 8,2 % de l’énergie du faisceau incident. Les facteurs de transfert pour obtenir la dose absorbée dans l’eau à partir des mesures des sachets varient faiblement avec l’énergie entre 0,58 % et 0,80 %.

Les dispositions du code de la santé publique concernant les rayonnements ionisants seront prochainement mises à jour pour achever la transposition de la directive 2003/122/Euratom du Conseil du 22 décembre 2003 relative au contrôle des sources radioactives scellées de haute activité et des sources orphelines et prendre en compte les nouvelles prérogatives accordées à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN). À cette occasion, des mesures de simplification administrative seront introduites dans le régime d’autorisation et de déclaration des sources de rayonnements ionisants et les contrôles réalisés par les organismes agréés par l’ASN seront renforcées.

Comme tous les deux ans, la SFRP a tenu en 2007, son congrès national à Reims. L’objectif était rappelé dans les annonces du congrès : la protection radiologique au quotidien, challenges et enjeux. L’objectif visé par la SFRP semble atteint au terme de ce congrès, nous noterons ici quelques points forts à nos yeux. Nul doute qu’un autre regard aurait pu conduire à des conclusions quelques peu différentes.