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.

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.

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.

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.

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.

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.

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 %.