Farming on soils situated in high background radiation areas can result to enhanced radiation exposure scenarios and pathways to humans. To assess the likely levels of exposures, farm soil samples were collected from different farmlands in three old tin mining localities (Bitsichi, Bukuru and Ropp) in Jos Plateau Nigeria, known for high radiations. The soil samples were analyzed for the activity concentrations of 226Ra, 232Th and 40K, using gamma-ray spectroscopy. The outdoor annual effective dose rates were calculated using the activity concentrations of the radionuclides and were found to vary from 0.07 mSv to 2.02 mSv across the three localities. Considering dust generation from soil tillage and inadvertent ingestion of soil particles, the likely internal radiation hazards were estimated using conservative dust and soil loading factors. The total average annual effective dose rates due to 226Ra and 232Th that could result from dust inhalation and ingestion of soil particles were 16.9 µSv, 8.1 µSv and 8.8 µSv, respectively for Bitsichi, Bukuru and Ropp. Though these values are about 5% the outdoor exposures to the farmers in those farms and greater than 1 µSv y-1, from the point of view of radiation protection and risk, they are significant. It suffices to say, therefore, that the results of this study will create the possibility of the importance to evaluate the health risk among the farming population and workplace environments which often is not covered by regulations concerning health protection.

Cette publication présente les actions en matière de chimie pour maîtriser le terme source dans les centrales nucléaires d’EDF en exploitation, terme constitué par l’ensemble des espèces chimiques activées, véhiculées par le fluide du circuit primaire ou susceptibles de s’activer sous le flux neutronique du cœur (combustible), en complément des actions curatives d’assainissement des centrales. Les leviers principaux qui sont utilisés en exploitation sont les suivants : matériaux (conception et fabrication, traitements de passivation), chimie (pH du circuit primaire, injection de zinc), épuration (filtres et résines), mode de transfert des activités (mise à l’arrêt du réacteur et démarrage), maîtrise des pollutions (mise en œuvre d’un spectromètre portable pour la surveillance, la prévention et la mise en œuvre de remèdes). En ce qui concerne la chimie, l’optimisation du pH, en milieu basique par ajout de lithine, permet à la fois de réduire la production de produits de corrosion, et de diminuer le temps de séjour sous flux de ces espèces. Il est admis que le pH visé actuellement est proche de l’optimum recherché. Toutefois, les études en cours visent à obtenir les conditions chimiques permettant de l’atteindre, notamment en début de cycle. L’injection de zinc vise à réduire la contamination en cobalt (58Co et 60Co) des circuits hors flux. Une expérimentation d’injection de zinc, à titre expérimental sur deux tranches et sur 3 cycles, a été lancée pour réduire les doses intégrées et montrent qu’une réduction de la contamination surfacique de certaines zones a pu être mise en évidence. Le déploiement de l’injection de zinc sur 12 autres sites a été décidé. En matière d’épuration, la mise en place des marchés spécifiques dans l’entreprise a permis une meilleure caractérisation des filtres et des résines, ainsi qu’une réduction significative de leurs coûts d’achat. Par ailleurs, la qualification de ces filtres selon les normes AFNOR en vigueur permet de comparer les filtres des différents fournisseurs et d’assurer leur qualité. Des notes de recommandations pour l’exploitation des résines et des filtres ont été rédigées pour permettre de définir leurs caractéristiques optimales en fonction de leur rôle et de leurs conditions d’exploitation et de préciser les critères de remplacement (filtres). Les transitoires d’arrêt et de redémarrage d’un réacteur s’accompagnent de modifications importantes des conditions physico-chimiques du fluide primaire qui entraînent des transferts significatifs d’activité et un risque de recontamination. Des logigrammes de mise en arrêt à froid ont été établis pour définir les conditions chimiques optimales pour minimiser ce risque, en prenant en compte la durée de fonctionnement depuis la dernière oxygénation et le matériau constituant les tubes GV, sur la base de l’analyse du retour d’expérience et des calculs de solubilité des différents types d’oxydes.

La concentration de l’environnement français en radionucléides artificiels et les techniques d’analyses ont considérablement évolué au cours des 50 dernières années. Au cours des années 60 et 70, la surveillance effectuée par l’Institut de protection et de sûreté nucléaire (IPSN) et par le service central de protection contre les rayonnements ionisants (SCPRI) permettait de connaître les niveaux des radionucléides artificiels les plus abondants et qui contribuaient de façon prépondérante aux doses reçues par la population française. Depuis les années 80, avec la fin des essais atmosphériques d’armes nucléaires et la baisse des activités de la plupart des radionucléides concernés, les radionucléides devenus prépondérants en activité et en doses sont : 3H, 14C, 85Kr et 133Xe. Or ces quatre radionucléides ne font aujourd’hui l’objet que d’un nombre très restreint d’analyses dans le cadre de la surveillance effectuée par l’IRSN. La mise en relation des niveaux d’activité des radionucléides constituants le « bruit de fond » de la radioactivité artificielle environnementale, des activités potentiellement ajoutées du fait des rejets des installations nucléaires, des doses correspondantes, ainsi que des limites de détection obtenues au moyens des meilleures techniques disponibles, fournit des éléments de réflexion sur les enjeux de la surveillance radiologique de l’environnement et sur les possibilités d’atteindre les objectifs correspondants. À l’exception de 14C et 3H, les activités les plus basses présentes dans l’environnement se trouvent d’ores et déjà au niveau ou en-deçà des limites de détection des techniques de mesure. 3H et 14C sont donc les seuls radionucléides toujours mesurables dans l’environnement et pour lesquels une influence des rejets atmosphériques des installations nucléaires est potentiellement décelable dans tous les milieux.

Cet article met en lumière le rôle de socialisation des agents des services de radioprotection : ses formes d’expression, les facteurs participant à son élaboration et sa fonction au regard des missions formelles d’appui et de contrôle. L’examen du rôle de socialisation des agents permet de mettre en évidence des objectifs de métier différents et complémentaires de leurs missions formelles : l’appropriation des règles de radioprotection, et non pas seulement le respect des règles, l’élaboration d’une culture et non pas seulement la conformité à des exigences par les intervenants prestataires.

La conversion en dose d’une exposition au radon fait l’objet de débats. L’UNSCEAR a défini un coefficient de conversion de la concentration en radon vers la dose efficace à partir de modèles dosimétriques et d’informations épidémiologiques. La CIPR recommande d’évaluer le risque lié au radon à partir des études épidémiologiques. Pour permettre la prise en compte d’une exposition combinée à d’autres sources de rayonnements ionisants, elle a adopté des conventions de conversion en dose efficace inférieures de 10 à 30 % au coefficient de l’UNSCEAR, sur la base du suivi épidémiologique des mineurs d’uranium. Ainsi, des niveaux de référence différents pour la concentration en radon peuvent être déduits d’un même niveau de dose efficace suivant que l’on applique l’un ou l’autre facteur de conversion. Cependant, il convient de rappeler que ces différences sont négligeables par rapport aux incertitudes associées aux études tant dosimétriques qu’épidémiologiques et que les niveaux de référence ne sont que des outils pour aider à réduire aussi bas que raisonnablement possible l’exposition au radon et le risque qui en résulte.

Le dispositif de surveillance de la radioactivité de l’environnement, exploité aujourd’hui par l’IRSN, est le fruit d’un développement historique et graduel, démarré à la fin des années 50. Au départ, la mise en place d’une surveillance radiologique du territoire visait à mesurer les retombées radioactives des essais nucléaires atmosphériques réalisés dans l’hémisphère nord. Cette surveillance s’est renforcée à partir des années 70, avec le développement du parc électronucléaire français, pour aboutir à un ensemble de réseaux permanents qui fournissent de nombreux résultats de mesure, en temps réel dans le cas de la télésurveillance, ou dans des délais aussi courts que possible dans le cas des analyses d’échantillons en laboratoires. L’IRSN estime aujourd’hui que les dispositifs de surveillance et leur déploiement doivent s’adapter aux évolutions des techniques, des connaissances de l’état radiologique de l’environnement et des besoins nouveaux exprimés par la société.