Two incidents involving internal exposure by inhalation of transuranic compounds are presented herein. The results of the measurements of urinary and faecal excretions of the two individuals involved do not concur with the values predicted by the ICRP models that should be applied by default, according to the circumstances of the incidents and the chemical form of the products involved: oxide in the first case and nitrate in the second. These cases are remarkable in the similarity of their biokinetic behaviour even though they occurred in different situations and involved different chemical compounds. Both situations provide an illustration of the management of internal contamination events. The precautions to be taken and the questions that the physician should ask himself in the estimation of the internal dose are listed as follows: What type of examinations should be prescribed and at what frequency? What analysis results should be used in assessing the dose? How can the effect of the Ca-DTPA treatment be assessed? How long is it necessary to perform radiotoxicological exams before assessing the dose? What should be done if the ICRP model corresponding to the initial circumstances does not fit the measurement data? Finally, our selected hypotheses, used to explain specific biokinetic behaviour and to estimate its intake in both cases, are detailed. These incidental contaminations suggest that further studies should be carried out to develop a new model for inhalation of transuranic compounds that would follow neither the S nor the M absorption type of the respiratory tract model of ICRP publication 66.

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.

For dose assessment following chronic or accidental inhalation of radioactive aerosols, the dosimetric models of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) provide dose coefficients, retention and excretion functions. Unknown date or dates of intake is the major source of uncertainty in dose assessment during routine monitoring of nuclear workers. The two assumptions commonly made in dose assessment from an unknown time pattern of intake have been tested experimentally with a model of repeated inhalation by rats. The hypothetical intake derived from lung measurement was relatively reliable under the two hypotheses. The hypothetical intake derived from excreta measurement depended on the choice of hypothesis and on the real time pattern of intake.

Les études de spéciation correspondent à la détermination des espèces chimiques d'un élément et à l'analyse de leur distribution dans un échantillon ou un milieu donné. Ces études sont nécessaires pour mieux décrire, comprendre et prédire les biocinétiques des éléments traces. Dans le cas d'une contamination interne par des radionucléides, les études de spéciation permettent de mieux comprendre certains mécanismes d'absorption et de transfert. Elles contribuent de fait à améliorer les modèles biocinétiques et dosimétriques des radionucléides. Différentes approches peuvent être utilisées pour l'étude de la spéciation des radionucléides, en fonction du niveau d'étude demandé et du degré d'incertitude toléré. Parmi celles-ci, on distingue une approche théorique par modélisation et une approche expérimentale qui sont toutes deux complémentaires. Cet article résume et décrit ce qui est actuellement connu sur la spéciation des actinides dans le sang, le tractus gastro-intestinal (TGI), le foie et les os mais aussi sur les conséquences induites en radiotoxicologie. Dans le futur, les recherches devront être focalisées sur certains tissus spécifiques afin de répondre aux principales questions de la dosimétrie interne.

La Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR), dans ses nouvelles recommandations, propose l'utilisation de paramètres déterminés expérimentalement pour effectuer uncalcul de dose efficace par unité d'incorporation (DPUI) spécifique pour chaque composé. Le but de cette étude est de définir une méthodologie (techniques d'analyse, test in vitro de dissolutionet test in vivo sur rats) permettant d'accéder à ces données et de présenter les méthodes de calcul utilisées, comme le logiciel GIGAFIT pour l'interprétation des données de transfert sanguin, etle logiciel LUDEP pour le calcul de dose. Ce travail a permis de déterminer pour un composé UO2 (uranium appauvri), utilisé dans la fabrication du combustible MOX, les principaux paramètresphysico-chimiques et biologiques qui entrent dans le calcul de dose : le Diamètre Aérodynamique Médian en Activité ou DAMA de 6,5 microns; la Surface Spécifique SS= 2,68 m2.g-1; et lesfraction et taux de transfert sanguin respectivement fr, entre 2,5% et 44,4%, Sr, entre 0,09 et 1,7 j-1, et Ss, entre 6,4x10-4 et 1,5x10-3 j-1. Ces résultats intégrés dans LUDEP conduisent à une DPUI spécifique par inhalation pour ce composé UO2 égale à 2,84x10-6 Sv.Bq-1.

Les connaissances sur le 237Np, dont l'utilisation est croissante dans l'industrie nucléaire, sont très diverses et disparates. Ce radioélément possède une toxicité radiologique et chimique,cependant les thérapies classiques par DTPA ou diurétiques sont inefficaces, voire dangereuses, lors d'une contamination par le neptunium et il n'existe pas encore de traitement efficace. Unerevue de la littérature sur les principales caractéristiques du 237Np (physico-chimie, biocinétique, toxicité, traitements actuels) est proposée.