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.

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.

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.

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%.

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.